KR20090086302A - Advanced gray rod control assembly - Google Patents

Abstract

A gray rod control assembly is provided to control the speed of the power generated in a nuclear reactor by controlling the insertion of the gray rod assembly into the nuclear reactor. A gray load for a load control assembly of a nuclear reactor includes an elongated tubular member(48) and a neutron absorber(110). The elongated tubular member has a first end, a second end, an external diameter and a length. The neutron absorber is positioned inside the elongated tubular member. The neutron absorber includes the absorbent having 2200 m/s neutron absorption microscopic capture cross-section of 10 to 30 barns. The neutron absorber is the materially pure tungsten.

Description

개량된 그레이 로드 제어 조립체{ADVANCED GRAY ROD CONTROL ASSEMBLY}Improved Gray Rod Control Assembly {ADVANCED GRAY ROD CONTROL ASSEMBLY}

본 발명은 일반적으로 핵 원자로에 관한 것으로, 더욱 구체적으로는 그레이 로드 제어 조립체(GRCAs)의 개량된 설계에 관한 것이다.FIELD OF THE INVENTION The present invention generally relates to nuclear reactors, and more particularly to improved designs of gray rod control assemblies (GRCAs).

핵 발전소의 원자로에 의해 생성되는 전력은 일반적으로 상기 원자로의 심 내의 제어 로드 조립체를 상승시키거나 하강시킴으로써 제어되며, 전기 발전소로부터 나오는 전기 전력에 대한 수요의 변화를 수용하기 위해 필요한 원자로의 전력 출력의 변화는 흔히 부하 추종(load follow)이라 한다. 설명된 바와 같이, 예를 들면, 미국특허 제4,079236호에 있어서는, 부하 추종이 많은 동작 문제를 나타낸다. 예를 들면, 추종 부하 도중에 가압 수형 원자로(PWR)에 있어서는, 반응도가 제어되어야 하며 상기 전력 수준의 변화에 따라 상기 심에 있어서의 축선 방향의 전력 분포의 변화가 대응되어야 한다.The power generated by the reactor of a nuclear power plant is generally controlled by raising or lowering the control rod assembly in the core of the reactor, and the power output of the reactor required to accommodate the change in demand for electrical power from the electrical plant. Change is often referred to as load follow. As described, for example, in US Pat. No. 4,079236, load tracking presents many operational problems. For example, in a pressurized water reactor (PWR) during a follow load, the reactivity must be controlled and the change in the axial power distribution in the shim corresponding to the change in the power level.

현대식 원자로 심의 연료 조립체는 통상 두 가지 형태의 로드 제어 조립체를 채용하여 반응도, 로드 클러스터 제어 조립체(RCCAs) 및 그레이 로드 제어 조립체(GRCAs)를 제어한다. 양자 모두 그들의 상단부에서 공통의 허브 또는 스파이더(spider) 조립체에 고정된 복수의 중성자 흡수 로드로 구성된다. 상기 로드들의 본체는 은-인듐-카드뮴 흡수체 재료와 같은 중성자 흡수 재료를 에워싸는 스테인레스 스틸 튜브를 포함하고, 상기 로드들은 골무형 튜브(thimble tube) 내에서 상기 로드들의 이동을 제어하기 위해 동작하는 스파이더 조립체의 상부 부근의 구동 제어 매커니즘과 함께 상기 연료 조립체의 관형 안내 골무 튜브 내에서 미끄러지듯이 이동한다. 이러한 방식으로, 상기 로드의 삽입 및 인출은 일반적으로 상기 원자로에 의해 생성되는 전력의 량을 제어한다. 또한, 그레이 로드 제어 조립체는 이하에 설명하는 바와 같이 완전한 전력의 동작시에 사용된다.Modern reactor shim fuel assemblies typically employ two types of load control assemblies to control reactivity, load cluster control assemblies (RCCAs) and gray rod control assemblies (GRCAs). Both consist of a plurality of neutron absorbing rods fixed at a common hub or spider assembly at their upper ends. The body of the rods comprises a stainless steel tube enclosing a neutron absorbing material, such as a silver-indium-cadmium absorber material, wherein the rods are operable to control the movement of the rods within a thimble tube. It slides within the tubular guiding thimble tube of the fuel assembly with a drive control mechanism near the top of the. In this way, the insertion and withdrawal of the rod generally controls the amount of power generated by the reactor. In addition, the gray rod control assembly is used in operation at full power as described below.

통상적으로, 그레이 로드 제어 조립체는 부하 추종 조작시에 사용되는데 그 이유는 그들 조립체가 "그레이" 로드라고 당업계에서 흔히 말하는 양이 감소된 제어 로드로 구성된다. 여기에서 사용되는 용어 "그레이"는 흡수 로드의 중성자 흡수 특성에 관한 것으로, 상기 그레이 로드 제어 조립체가, 상기 원자로를 폐쇄시키기 위하여 대부분의 그러한 중성자를 흡수하도록 된 "블랙" 제어 로드와는 반대로, 상기 흡수 로드에 들어가는 열 및 초열(thermal and epithermal) 에너지 중성자의 일부만을 흡수하도록 되어 있다. 그레이 로드는 상기 원자로의 냉각제 내에서 수용성 보론의 밀도를 변화시킬 필요가 있는 화학적 조조정(粗調整)(chemical shim)과 반대인 기계적 심(MSHIM)의 반응도 제어 메커니즘을 제공한다고 알려져 있다. 따라서, 그레이 로드를 사용하면 일일 단위로 주 원자로의 냉각제를 처리할 필요성이 최소화되며, 그에 따라 동작이 상당히 단순화된다. 이러한 반응도 제어 기능은 완전한 전력 동작시 및 부하 추종시의 양자 모두에 사용된다. 더욱 구체적으로는, 기존의 그레이 로드 제어 조립체의 설계는 24개의 로드릿(rodlets)으로 구성되는데 이들 로드릿의 상단이 상기 스파이더에 고정되어 있다. 상기 클러스터 내의 24개의 로드릿 중에서, 4개의 로드만이 흡수 로드이고, 상기 흡수 로드 내에 에워싸인 상기 중성자 흡수 재질은 통상적으로 약 80%의 은(Ag), 약 15%의 인듐(In), 약 5%의 카드뮴(Cd)를 함유하는 합금으로 구성된다. 이러한 설계에 의해 여러 가지 단점이 나타난다.Typically, gray rod control assemblies are used in load following operations because they consist of reduced control rods that are commonly referred to in the art as those assemblies being "gray" rods. As used herein, the term “grey” relates to the neutron absorbing properties of the absorbing rod, as opposed to the “black” control rod in which the gray rod control assembly is adapted to absorb most of such neutrons to close the reactor. It is designed to absorb only a portion of the thermal and epithermal energy neutrons entering the absorbing rod. Gray rods are known to provide a mechanism for controlling the reactivity of mechanical shims (MSHIM), as opposed to chemical shims that need to change the density of water soluble boron in the coolant of the reactor. Thus, the use of gray rods minimizes the need to process the main reactor coolant on a daily basis, thereby significantly simplifying operation. This responsiveness control function is used for both full power operation and load following. More specifically, the existing design of the gray rod control assembly consists of 24 rodlets with the tops of these rodlets fixed to the spider. Of the 24 rodlets in the cluster, only four rods are absorbent rods, and the neutron absorbing material enclosed within the absorbent rods is typically about 80% silver (Ag), about 15% indium (In), about It consists of an alloy containing 5% cadmium (Cd). This design presents several disadvantages.

공지의 은-인듐-카드뮴 그레이 로드 제어 조립체 설계의 단점들 중에서, 인듐 및 카드뮴은 비교적 큰 중성자 단면을 가짐으로써 비교적 짧은 기간에 감소된다고 하는 점이 있다. 결과적으로, 그러한 그레이 로드 제어 조립체의 설계를 할 가치가 있는 로드는 사용량과 설계에 따라 약 5년 내지 10년의 범위 내에서 수용할 수 있는 값 밑으로 감소한다. 그 밑에서 계속 사용하면 더욱 감소되어 그레이 로드 제어 조립체는 결국 추종 부하 동중에 상기 원자로를 제어나 완전한 전력으로 반응도를 제어하는 것이 비효율적으로 된다. 이 때문에 바람직하지 못하지만 그레이 로드 제어 조립체가 빈번하게 교체되게 된다. 또 하나의 단점은 상기 골무형 로드를 포함하는 4개의 안내 골무형 부분에 인접한 연료 로드에 대한 국부적인 로드 전력의 변화에 관한 것이다. 구체적으로, 상기 흡수재는 공지의 설계로 된 4개의 로드릿에 한정되어 있기 때문에, 예를 들어, 흔히 연료 로드의 델타 전력이라고 하는 비교적 큰 전력 변화가 로드를 빼내는 동안 발생한다. 로드를 빼내는 것은 상기 연료 조립체로부터 상기 그레이 로드 제어 조립체를 인출하는 과정이다. 공지의 그레이 로드 제어 조립체에 있어서, 로드 인출은 연료 파손의 위험 증대를 나타내는 허용가능 한계보다 더 클 수 있는 인접한 연료 로드의 델타 전력 스파이크(spike)를 초래한다. 공지의 설계의 수정 예이고 모든 24개의 로드릿 중에서 균일하게 분포된 더 작은 량의 은-인-카드뮴을 포함하는 그레이 로드 제어 조립체의 설계가 이러한 문제를 완화할 수 있다. 그러나, 이러한 설계는 또한 상기 인듐과 카드뮴의 낮은 자기 보호성으로 인해 아주 빠른 속도로 감소될 것이고, 5년 이내에 감소되어 허용 가능한 로드의 량 밑으로 될 것이다. 또한, 은 합금 제어 로드 설계의 변형을 초래한 조사(irradiation)로 인한 흡수 로드의 팽창(swelling)은 수년간 당업계의 오래된 문제였었다. 구체적으로, 은과 인듐을 중성자 조사에 노출하면 상당한 량의 카드뮴과 주석이 형성되게 되고, 이는 재료의 밀도 변화로 인한 팽창으로 이어질 수 있다. 상기 흡수 로드가 너무 많이 팽창하면 상기 흡수재가 접촉하여 그를 에워싼 피복을 부수게 될 것이다.Among the disadvantages of the known silver-indium-cadmium gray rod control assembly design, indium and cadmium have a relatively large neutron cross section, which is reduced in a relatively short period of time. As a result, the load worthy of designing such a gray rod control assembly decreases below an acceptable value in the range of about 5 to 10 years depending on usage and design. Continued use thereunder further reduces the gray load control assembly, resulting in inefficiency in controlling the reactor or controlling responsiveness at full power during tracking loads. This is undesirable but often causes the gray rod control assembly to be replaced frequently. Another disadvantage relates to the change in local load power for fuel rods adjacent to the four guide thimble portions comprising the thimble rod. Specifically, since the absorbent material is limited to four loadlets of known design, a relatively large power change, often referred to as the delta power of the fuel load, occurs during the removal of the load. Extracting the rod is the process of withdrawing the gray rod control assembly from the fuel assembly. In known gray rod control assemblies, rod withdrawal results in delta power spikes of adjacent fuel rods that may be larger than an acceptable limit indicating an increased risk of fuel breakage. The design of a gray rod control assembly that is a modification of the known design and includes a smaller amount of silver-in-cadmium evenly distributed among all 24 loadlets can mitigate this problem. However, this design will also be reduced very quickly due to the low self-protection of the indium and cadmium, and within five years it will be reduced to below the acceptable load. In addition, swelling of absorbent rods due to irradiation, which has resulted in a modification of the silver alloy control rod design, has long been a problem in the art for many years. Specifically, exposure of silver and indium to neutron irradiation results in the formation of significant amounts of cadmium and tin, which can lead to expansion due to the change in density of the material. If the absorbent rod expands too much, the absorbent material will come in contact and break the sheath surrounding it.

상기 양이 감소된 그레이 로드는 통상적으로 상기 원자로를 폐쇄하거나 총 반응도 제어 능력을 제공하는데 이용되는 표준(또는 블랙) 로드 클러스터 제어 조립체 제어 로드보다 상당히 더 낮은 반응도 가치를 갖도록 의도된다. 그레이 로드의 상기 목표 반응도 가치는 상기 발전소의 활용과 의도하는 운영 전략에 따라 변할 수 있다. 또한, 상기 그레이 및 블랙 제어 로드의 양자 모두가 상기 원자로 내에서 다른 구성요소와 동일한 인터페이스(interface)를 갖는다면, 그레이 제어 로드는 동일한 발전소에서 사용되게 될 블랙 제어 로드의 중량과 유사하여야 한다. 그레이 제어 로드의 반응도 가치와 중량은 선택된 재료와 상기 로드의 최종적인 구성에 의해 결정될 수 있다. 통상, 단일의 흡수재를 사용하는 것이 상기 중량과 반응도 가치의 요건의 양자 모두를 만족하는 것은 아니다. 따라서, 원자로에 대한 그 레이 로드 제어 조립체에 있어서는 개선의 여지가 있다.The reduced gray rods are typically intended to have significantly lower reactivity values than the standard (or black) rod cluster control assembly control rods used to close the reactor or provide total reactivity control capability. The target responsiveness value of Gray Road may vary depending on the utilization of the power plant and the intended operating strategy. In addition, if both the gray and black control rods have the same interface as other components in the reactor, the gray control rods should be similar to the weight of the black control rods to be used in the same power plant. The reactivity value and weight of the gray control rod can be determined by the material selected and the final configuration of the rod. Typically, the use of a single absorbent does not satisfy both of the above requirements of weight and reactivity value. Thus, there is room for improvement in gray load control assemblies for nuclear reactors.

이들 필요성과 기타의 필요성은, 개선된 중성자-흡수재, 개선된 그레이 로드 조립체 및 추종 부하의 동작을 수용하게 되어 있고 통상 그것과 관계되는 공지의 악조건들을 극복하도록 되어 있는 그레이 로드 조립체를 분배하는 개선된 그레이 로드 제어 조립체(GRCA)를 지향하는 본 발명에 의해 충족된다.These and other needs are improved by distributing the gray rod assembly adapted to accommodate the operation of the improved neutron-absorbing material, the improved gray rod assembly, and the following loads and typically to overcome the known adverse conditions associated therewith. It is satisfied by the present invention that is directed to the gray rod control assembly (GRCA).

본 발명의 일 측면으로서, 원자로의 로드 제어 조립체용의 그레이 로드는 제 1 단, 제 2 단, 외경 및 길이를 가지는 세장형의(elongated) 관형 부재; 일반적으로 상기 제 1 단을 향하는 상기 세장형의 관형 부재 안에 위치하되, 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안(barns)의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함하는 중성자 흡수재를 포함한다.In one aspect of the invention, a gray rod for a rod control assembly of a reactor comprises: an elongated tubular member having a first end, a second end, an outer diameter and a length; And a neutron absorbent material comprising an absorbent material, generally located in the elongated tubular member facing the first end, the absorbent material having a fine capture cross section of 10-30 barns of 2200 m / s neutron absorption.

본 발명의 다른 측면으로서, 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체는 복수의 그레이 로드를 포함하되, 상기 그레이 로드의 각각은 제 1 단, 제 2 단, 외경, 길이, 일반적으로 상기 제 1 단을 향하는 상기 세장형의 관형 부재 안에 위치하되 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함하는 중성자 흡수재를 포함한다.In another aspect of the invention, an improved gray rod control assembly for a reactor comprises a plurality of gray rods, each of the gray rods having a first stage, a second stage, an outer diameter, a length, and generally the first stage. A neutron absorber comprising an absorbent material positioned within said elongate tubular member, said absorbing material having a fine capture cross section of 10-30 bar of 2200 m / s neutron absorption.

상기 중성자 흡수재는 상기 복수의 그레이 로드 조립체들 중 상기 모든 그레이 로드 조립체 중에 분포할 수 있다. 더욱 구체적으로, 상기 개선된 그레이 로드 제어 조립체는 24개의 그레이 로드를 포함할 수 있는데 여기에서 상기 중성자 흡수 재는 상기 조립체의 24개의 모든 그레이 로드 중에 일반적으로 균일하게 분포되어 있다.The neutron absorber may be distributed among all the gray rod assemblies of the plurality of gray rod assemblies. More specifically, the improved gray rod control assembly may comprise 24 gray rods wherein the neutron absorbing material is generally uniformly distributed among all 24 gray rods of the assembly.

본 발명의 또 하나의 측면으로서, 원자로는 원자로용의 그레이 로드 제어 조립체를 가지고, 상기 그레이 로드 제어 조립체는 복수의 그레이 로드를 포함하는데 여기에서 상기 그레이 로드의 각각은 제 1 단, 제 2 단, 외경, 및 길이, 일반적으로 상기 제 1 단을 향하는 상기 세장형의 관형 부재 안에 위치하되 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함하는 중성자 흡수재를 포함한다.As another aspect of the invention, the reactor has a gray rod control assembly for a nuclear reactor, the gray rod control assembly comprising a plurality of gray rods, wherein each of the gray rods has a first stage, a second stage, A neutron absorber comprising an outer diameter, and an absorbent material, the absorbing material being located in the elongated tubular member, generally toward the first end, and having a fine capture cross section of 10-30 bar of 2200 m / s neutron absorption.

첨부의 도면을 참조하면서 읽는 경우 바람직한 실시예들에 대한 다음의 설명으로부터 본 발명을 더욱 잘 이해할 수 있을 것이다.The invention will be better understood from the following description of the preferred embodiments when reading with reference to the accompanying drawings.

기재를 간단하게 하기 위해서, 상업적으로 AP1000호로서 알려져 있는 가압 수형 원자로(PWR)의 심 설계를 참조하면서 본 발명을 설명한다. 상기 AP1000은 웨스팅하우스 일렉트릭사의 원자로 설계이다. 웨스팅하우스 일렉트릭사는 펜실배니어주 먼로빌(Monroeville, Pensylvania)에 사업 부지를 가지고 있다. AP1000을 참고하는 것은 예시의 목적일 뿐 본 발명의 범위를 제한하려는 것은 아니다. 따라서, 본 발명의 예시적인 그레이 로드 제어 조립체의 설계가 다른 다양한 원자로의 설계에 응용됨을 알 수 있을 것이다.To simplify the substrate, the present invention will be described with reference to the shim design of a pressurized water reactor (PWR), commercially known as AP1000. The AP1000 is a reactor design of Westinghouse Electric. Westinghouse Electric has a business site in Monroeville, Pensylvania, Pennsylvania. Reference to AP1000 is for illustrative purposes only and is not intended to limit the scope of the invention. Accordingly, it will be appreciated that the design of the exemplary gray rod control assembly of the present invention is applied to the design of various other reactors.

예를 들어, 위로, 아래로, 상부, 저부, 좌측, 우측과 같은 여기서 사용된 방향성의 문구 및 그 파생어는 명시적으로 기술되지 않았다면 도면에 도시된 구성요 소의 방향을 나타내는 것으로서 청구범위를 제한하는 것은 아니다. For example, the phrase directionality used herein and its derivatives, such as up, down, top, bottom, left, right, and derivatives thereof, are intended to indicate the direction of the components shown in the drawings, unless expressly stated to limit the scope of the claims. It is not.

여기에 채용된 바와 같이, 둘 이상이 부분이 서로 "연결"되어 있다는 문장은 상기 부분들이 직접적으로 또는 하나 이상의 중간 부분들을 통해 결합되어 있음을 의미한다.As employed herein, the statement that two or more portions are "connected" to each other means that the portions are coupled directly or through one or more intermediate portions.

여기에 채용된 바와 같이, 용어 "수 많은"은 하나 이상(예, 복수)을 말한다.As employed herein, the term “many” refers to one or more (eg, plural).

연료 조립체Fuel assembly

도면, 특히 도 1을 참조하면, 수직으로 짧게 된 형태로 나타나고 일반적으로 도면부호 10으로 지정된 원자로의 정면도가 도시되어 있다. 상기 연료 조립체(10)는 가압 수형 원자로에서 사용되는 형태이고 상기 원자로(미도시)의 심 영역의 하부 심 지지판(14) 상의 연료 조립체(10)를 지지하기 위한 바닥 노즐(12)과, 그 상단부의 상부 노즐(16)과, 사이에서 길이 방향으로 연장되어 있으면서 상기 바닥 노즐(12) 및 상부 노즐(16)에 양단에서 견고하게 부착된 수 많은 안내관(또는 골무형 부재)(18)을 포함하는 구조 골격을 갖는다.Referring to the drawings, in particular with reference to FIG. 1, there is shown a front view of the reactor, which appears in a vertically shortened form and is generally designated 10. The fuel assembly 10 is of a type used in a pressurized water reactor and has a bottom nozzle 12 for supporting the fuel assembly 10 on the lower shim support plate 14 in the shim region of the reactor (not shown), and an upper end thereof. And a plurality of guide tubes (or thimble members) 18 extending longitudinally therebetween, and securely attached at both ends to the bottom nozzle 12 and the top nozzle 16. It has a structural skeleton.

연료 조립체(10)는 축선 방향으로 간격을 두고 나란하며 상기 안내관(18)에 장착된 복수의 횡단 그리드(20), 횡 방향으로 간격을 두되 그리드(20)에 의해 지지되는 정리된 배열의 세장형 연료 로드(22)를 추가로 포함한다. 상기 연료 조립체(10)는 또한 그 중앙에 위치하면서 바닥 노즐(12)과 상부 노즐(16)의 사이로 연장되고 이들 노즐에 장착된 기구 튜브(24)를 갖고 있다. 부품의 상기 배열을 고려할 때, 연료 조립체(10)가 이 연료 조립체의 부품에 손상을 주지 않고 편리하게 처리될 수 있는 통합 유니트를 형성함을 알 수 있을 것이다.The fuel assembly 10 comprises a plurality of transverse grids 20 arranged side by side in the axial direction and mounted in the guide tube 18, in a arranged arrangement supported by the grids 20 spaced in the transverse direction. It further includes an elongate fuel rod 22. The fuel assembly 10 also has an instrument tube 24 located between and extending between the bottom nozzle 12 and the top nozzle 16 and mounted to these nozzles. Given the above arrangement of parts, it will be appreciated that the fuel assembly 10 forms an integrated unit that can be conveniently processed without damaging the parts of this fuel assembly.

앞서 설명한 바와 같이, 연료 조립체(10) 내의 상기 배열의 연료 로드(22)는 상기 연료 조립체의 길이를 따라 간격을 두고 있는 그리드(20)들에 의해 서로 간격을 두고 유지되어 있다. 각각의 로드(22)는 핵 연료 펠릿(26)을 포함하고 상단 플러그(28) 및 하단 플러그(30)에 의해 그 양단이 폐쇄되어 있다. 상기 핵 연료 펠릿(26)은 상단 플러그(28)와 상기 펠릿의 스택의 상부의 사이에 위치하는 플레늄 스프링(32)에 의해 스택 내에 유지되어 있다. 핵분열 재료로 구성된 상기 연료 펠릿(26)은 상기 원자로의 반응 전력을 생성하는데 관련된다. 물 또는 보론을 포함하는 물과 같은 액체 감속재/냉각제는 펌프로 위로 끌어 올려져 하부 심 지지판(14)의 복수의 유동 개구를 통해 상기 연료 조립체로 간다. 연료 조립체(10)의 바닥 노즐(12)은 상기 냉각제 위를 통과하여 안내관(18)을 통과하고 나서 상기 연료 조립체의 연료 로드(22)를 따르게 되어 있음으로써 유용한 작업의 생성을 위해 안에서 생성된 열을 추출한다. 상기 핵분열 과정을 제어하기 위하여, 수 많은 연료 로드(34)가 상기 연료 조립체(10)의 특정 위치에 위치하는 안내관(18) 내에서 왕복운동 가능한 상태로 이동할 수 있다. 상기 상부 노즐(16)의 위에 위치하는 스파이더 조립체(39)는 상기 제어 로드(34)를 지지한다.As described above, the fuel rods 22 of the arrangement in the fuel assembly 10 are held apart from each other by grids 20 spaced along the length of the fuel assembly. Each rod 22 includes nuclear fuel pellets 26 and is closed at both ends by an upper plug 28 and a lower plug 30. The nuclear fuel pellets 26 are held in the stack by a plenium spring 32 located between the top plug 28 and the top of the stack of pellets. The fuel pellets 26, composed of fission material, are involved in generating the reactive power of the reactor. A liquid moderator / coolant, such as water or water containing boron, is pulled up by the pump and goes to the fuel assembly through the plurality of flow openings of the lower shim support plate 14. The bottom nozzle 12 of the fuel assembly 10 is intended to pass over the coolant and pass through the guide tube 18 and then follow the fuel rod 22 of the fuel assembly to create a useful work therein. Extract the heat. In order to control the nuclear fission process, a number of fuel rods 34 may be moved to a reciprocating state in a guide tube 18 located at a specific position of the fuel assembly 10. A spider assembly 39 located above the upper nozzle 16 supports the control rod 34.

도 2a와 도 2b는 도 1의 연료 조립체(10)로부터 제거된 후의 제어 로드 조립체(36)을 도시하고 있다. 일반적으로, 상기 제어 로드 조립체(36)는 도 2b에 가장 잘 도시되어 있는 스파이더 조립체(39)를 포함하는 복수의 반경 방향 연장 아암(또는 반경 방향 연장 플류크)(38)을 가지는 원통형 부재(37)를 가진다. 앞서 설명한 바와 같이, 각 아암(38)은 상기 제어 로드(34)와 상호 연결되어 있음으로써 상기 제어 로드 조립체(36)가 상기 안내관(18) 내에서 상기 제어 로드(34)를 수직으로 이동시키도록 동작할 수 있고 이에 의해 상기 연료 조립체(10)(도 1)내의 핵분열 과정이 공지된 방식으로 모두 제어된다. 지금부터 설명하게 될 개선된 그레이 로드 조립체(34)를 가지는 개량형 그레이 로드 제어 조립체(GRCA)를 포함하는 예시적인 제어 로드 조립체를 예외로 하고, 앞의 모든 것은 이전부터 있던 것이며 일반적으로 당해 기술분야에서 공지되어 있다.2A and 2B show the control rod assembly 36 after removal from the fuel assembly 10 of FIG. 1. In general, the control rod assembly 36 has a cylindrical member 37 having a plurality of radially extending arms (or radially extending flakes) 38 including a spider assembly 39 best shown in FIG. 2B. ) As described above, each arm 38 is interconnected with the control rod 34 such that the control rod assembly 36 moves the control rod 34 vertically within the guide tube 18. The nuclear fission process in the fuel assembly 10 (FIG. 1) is all controlled in a known manner. With the exception of an exemplary control rod assembly including an improved gray rod control assembly (GRCA) with an improved gray rod assembly 34, which will now be described, all of the foregoing has been and will generally be known in the art. Known.

개량형 Improved 그레이Gray 로드 제어 조립체 Load control assembly

도 2a와 도 2b를 계속 참조하면서, 일반적인 제어 로드의 구성을 지금부터 설명한다. 앞서 기술한 바와 같이, 낮은 가치, 또는 그레이 로드, 웨스팅하우스 일렉트릭사의 AP1000 원자로용의 기존 제어 조립체와 같은 공지의 제어 로드 조립체에 의해 생긴 기계적 심(MSHIM)을 이용하기 위하여 그레이 로드 제어 조립체를 채용한다. 그러나, 현재의 AP1000 원자로의 설계를 위한 그레이 로드 제어 조립체의 설계는 앞서 설명한 바와 같이, 일반적으로 도 2b에 도시된 바와 같이 구성되는 24개의 로드를 가지는 반면에, 상기 그레이 로드 제어 조립체에 대해 목표하는 낮은 반응도 가치를 얻기 위하여, 이 24개의 로드 중 20개는 스테인레스 스틸(예, 무제한, SS-304)의 수치환(water displacing) 로드이고 상기 로드들 중 4개만이 중성자 흡수 로드이다. 그러므로, 상기 중성자 흡수 재료의 모두는 기본적으로 그레이 로드 제어 조립체 내에서 국부 집중하여 4개의 로드 위치로만 격리된다.2A and 2B, the configuration of a general control rod will now be described. As previously described, the gray rod control assembly is employed to utilize low value, or mechanical shims (MSHIM) produced by known control rod assemblies, such as Gray Rod, an existing control assembly for Westinghouse Electric's AP1000 reactor. . However, the design of the gray rod control assembly for the design of the current AP1000 reactor has 24 rods, generally as shown in FIG. 2B, as described above, while the target for the gray rod control assembly is desired. To achieve low reactivity value, 20 of these 24 rods are water displacing rods of stainless steel (eg, unlimited, SS-304) and only 4 of these rods are neutron absorbing rods. Therefore, all of the neutron absorbing material is basically localized within the gray rod control assembly and isolated only in four rod positions.

또한, 기존의 AP1000 설계에 있어서는, 상기 흡수 재료가 약 80%의 은, 약 15%의 인듐, 및 약 5%의 카드뮴으로 구성되는 은-인듐-카드뮴 합금 흡수재를 포함 하는데, 이는 상기 흡수 영역에 들어가는 대량의 모든 열 및 초열 에너지 중성자를 흡수할 것이다.이러한 중성자 흡수재는 당해 기술분야에서 "블랙" 흡수재로서 알려져 있다. 이러한 흡수 재료는 공지의 표준 장비 구비형의 로드 클러스터 제어 조립체(RCCAs)와 일치하며, 이 로드 클러스터 제어 조립체 내에서 모든 24개의 로드는 은-인듐-카드뮴이다. 기술한 바와 같이 그리고 도 3을 참조하면서 여기에서 설명하겠지만, 인듐과 카드뮴은 급속하게 감소되는 것으로 알려져 있다. 로드 클러스터 제어 조립체는 전력 동작 도중에 상기 심 내에서 최소량의 시간을 소모한다. 그러므로, 그러한 감소는 문제가 아니다. 그러나, AP1000 기계적 심(MSHIM)의 경우, 예를 들면, 상기 그레이 로드 제어 조립체는 상기 동작 사이클의 절반까지의 기간 동안 상기 심 내에 있을 것이 예상된다. 이러한 동작 상태하에서는, 상기 기존의 그레이 로드 제어 조립체의 설계는 금속한 흡수재의 감소로 인하여 약 5년 내지 10년마다 교체될 필요가 있을 것이다. 여기에서 상세히 설명하겠지만, 다른 이점들 가운데서도, 본 발명의 상기 개량형 그레이 로드 제어 조립체의 설계에 의해 이러한 급속한 감소의 단점이 극복되고 또한 4개의 로드 클러스터 제어 조립체의 로드를 가지는 종래의 그레이 로드 제어 조립체가 상기 심으로부터 당겨질 때 발생되는 바람직하지 않은 국부적 전력 스파이크가 실질적으로 회피된다.In addition, in the existing AP1000 design, the absorbent material comprises a silver-indium-cadmium alloy absorber composed of about 80% silver, about 15% indium, and about 5% cadmium, It will absorb all the heat and superheat energy neutrons that go in. Such neutron absorbers are known in the art as "black" absorbers. These absorbent materials are consistent with known standard equipment-equipped rod cluster control assemblies (RCCAs), in which all 24 rods are silver-indium-cadmium. As described and described herein with reference to FIG. 3, indium and cadmium are known to rapidly decrease. The load cluster control assembly consumes the least amount of time in the shim during power operation. Therefore, such a reduction is not a problem. However, in the case of an AP1000 mechanical shim (MSHIM), for example, the gray rod control assembly is expected to remain in the shim for up to half of the operating cycle. Under this operating condition, the design of the existing gray rod control assembly will need to be replaced about every five to ten years due to the reduction of metallic absorbent material. As will be described in detail herein, among other advantages, the design of the improved gray rod control assembly of the present invention overcomes the shortcomings of this rapid reduction and is also a conventional gray rod control assembly having a load of four rod cluster control assemblies. Undesirable local power spikes generated when is pulled from the shim are substantially avoided.

도 3을 참조하면 앞서 설명한 흡수재 감소의 문제를 더욱 잘 이해할 수 있을 것이다. 도 3은 서로 다른 두 개의 은 동위체에 대한 감소 속도, 서로 다른 두개의 인듐 동위 원소에 대한 감소 속도, 및 카드뮴에 대한 감소 속도의 그래프를 나타낸다. 더욱 구체적으로, 자체 차단이 최소화되는 그레이 로드 제어 조립체의 설계를 위해, 은-107(Ag-107), 은-109(Ag-109), 인듐-113(In-113), 인듐-115(In-115) 및 카드뮴(Cd)이 비교를 위해 선(100)(102)(104)(106)(108)으로서 함께 나타나 있다. 도시된 바와 같이, 은(100)(102)의 양 동위체는 비교적 늦은 감소 속도를 가지는 반면에, 인듐-115, 106 및 카드뮴 108은 급속한 감소 속도를 갖는다. 구체적으로, 인듐-115, 106 및 카드뮴 108의 급속한 감소는 이러한 설계를 위해 단 5년만 지나도 약 20%의 흡수 강도의 손실이 초래된다. 추종 부하의 동작 특성의 변화는 그레이 로드 제어 조립체의 손실이 약 5% 정도로 작은 웨스팅하우스사의 AP1000에 있어서는 문제가 될 수 있다. 그레이 로드 제어 조립체 설계의 초기 로드 량이 상기 예상된 감소를 보상하기 위하여 증대되어 그레이 로드 제어 조립체의 수명을 연장시킨다면, 그레이 로드 제어 조립체의 인출로 인한 심의 전력 분포에 대한 영향이 그이 따라 증가하여 연료 파손의 위험성이 증대될 것이다. 이상 기술한 바와 같이, 블랙 중성자 흡수재 동위체의 급격한 감소는 추종 부하 도중에 상기 원자로를 제어하기 위한 상기 그레이 로드 제어 조립체의 능력 감소를 초래하여, 결국 그레이 로드 제어 조립체를 빈번하게 교체하게 된다. 본 발명은 다른 개선사항 중에서도 기존의 은-인듐-카드뮴 흡수재와 비교하여 감소가 개선된 다른 중성자 흡수 재료를 채용하는 개선된 그레이 로드 제어 조립체를 채용함으로써 상기의 단점을 극복한다.Referring to Figure 3 will be able to better understand the problem of absorbent material described above. 3 shows a graph of the rate of decrease for two different silver isotopes, the rate of decrease for two different indium isotopes, and the rate of decrease for cadmium. More specifically, silver-107 (Ag-107), silver-109 (Ag-109), indium-113 (In-113), indium-115 (In -115 and cadmium (Cd) are shown together as lines 100, 102, 104, 106, 108 for comparison. As shown, both isotopes of silver 100 and 102 have a relatively slow rate of decline, while indium-115, 106 and cadmium 108 have a rapid rate of decline. In particular, the rapid reduction of indium-115, 106 and cadmium 108 results in a loss of absorbing strength of about 20% in just five years for this design. Changes in the operating characteristics of the following loads can be problematic for Westinghouse's AP1000, where the loss of the gray rod control assembly is about 5%. If the initial load of the gray rod control assembly design is increased to compensate for the expected decrease to prolong the life of the gray rod control assembly, then the effect on the shim's power distribution due to the withdrawal of the gray rod control assembly increases accordingly, resulting in fuel failure. Will increase the risk. As described above, the drastic reduction of the black neutron absorber isotope results in a decrease in the ability of the gray rod control assembly to control the reactor during the following loads, resulting in frequent replacement of the gray rod control assembly. The present invention overcomes the above drawbacks by employing an improved gray rod control assembly employing other neutron absorbing materials with improved reduction compared to existing silver-indium-cadmium absorbents, among other improvements.

구체적으로, 도 4는 기존의 은-인듐-카드뮴 흡수재(112)를 포함하는 동일한 초기 량을 가지는 그레이 로드 제어 조립체와 비교한 본 발명의 예시적 흡수 재료(110)을 포함하는 그레이 로드 제어 조립체의 상대 로드 량의 구성을 나타낸 것이다. 도 4에 나타난 양 설계는 모든 그레이 로드 제어 조립체의 로드릿에서 균일한 흡수재 분포를 포함함으로써 전력 배분의 영향을 최소화한다. 도 3의 그래프처럼, 로드 량의 변화가 수년간 흡수재(110)(112)의 상대적인 량 대 수명을 통해 나타나 있다. 그레이 로드 제어 조립체에서 사용된 흡수재(110)가 중성자 조사에 장기간 노출된 상태하에서 서서히 변화하거나 기본적으로 평활한 감소를 가지는 것이 바람직하다. 이러한 동작은 전력 동작 동안에 상기 심 내에서 정상적으로 동작하지 않는 표준 블랙 로드 클러스터 제어 조립체와는 반대로 그레이 로드 제어 조립체에 대해서는 통상적이며, 따라서 많은 조사를 받지 않는다. 구체적으로, 본 발명은 기존의 은-인듐-카드뮴 흡수재(112)를, 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안(barns)의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함하는 흡수재(110)로 대체하고 있다. 상기 초열 및 빠른 중성자 에너지 범위에 있어서의 상대 흡수 능력과 최종적인 감소 산물의 흡수 단면 특성이 또한 그레이 로드 제어 조립체에 대한 예시적인 흡수 재료를 선택하는 데 있어서 고려될 수 있다. 상기 흡수재(110)는 상기 그레이 로드 제어 조립체의 로드릿 내의 원통형 형상으로 배열될 수 있다. 또한, 상기 흡수재(110)는 축선 방향으로 분할될 수 있거나 상기 실린더의 전체 축선 방향 길이까지를 포함하는 중실(solid)의 조각일 수 있다. 적절한 흡수재 재료의 제한 없는 예는 거의 또는 완전한 이론적 밀도의 실질적으로 순수 텅스텐; 감소된 밀도 또는 다공성 텅스텐 금속; 텅스텐-레늄(rhenium) 및 텅스텐-니켈-철과 같은 텅스텐 계열 합금; 텅스텐 카바이드와 같은 텅스텐 계열 화합물; 실질적으로 순수한 스칸듐,이테르븀 및 망간; 스칸듐-, 이테르븀- 및 망간-계열 합금, 및 스칸듐-, 이 테르븀- 및 망간-계열 화합물을 포함하지만 그에 제한되지는 않는다. 여기에서 사용된 바와 같이, 상기 "실질적으로 순수한" 및 "순수한"이라는 문구는 교환될 수 있게 사용되어 전적으로 거의 구성요소(예, 텅스텐, 스칸듐, 이테르븀 또는 망간)로 구성되는 흡수재를 말하며, 여기에서 상기 흡수재에 존재하는 임의의 불순물은 아주 소량이어서 일반적으로 무시할 수 있다. 상기 예시적인 흡수재(110)에 대한 도 4에 도시된 상대 로드 량의 거동을 나타낸 것은 상기 주 중성자 흡수재로서 순수한 텅스텐을 사용하는 것에 기초하는 그레이 로드 제어 조립체에 대한 것이다.Specifically, FIG. 4 shows a gray rod control assembly including an exemplary absorbent material 110 of the present invention as compared to a gray rod control assembly having the same initial amount comprising a conventional silver-indium-cadmium absorbent 112. The configuration of the relative load amount is shown. Both designs shown in FIG. 4 minimize the impact of power distribution by including a uniform absorber distribution in the loadlets of all gray rod control assemblies. As shown in the graph of FIG. 3, the change in load amount is shown over the relative amount of life of absorber 110, 112 over the years. It is desirable for the absorber 110 used in the gray rod control assembly to change slowly or have a basically smooth decrease under prolonged exposure to neutron irradiation. This operation is typical for gray rod control assemblies as opposed to standard black rod cluster control assemblies that do not normally operate within the shim during power operation, and thus do not require much investigation. Specifically, the present invention replaces the existing silver-indium-cadmium absorber 112 with an absorber 110 comprising an absorbent material having a fine capture cross section of 10 to 30 barns of 2200 m / s neutron absorption. Doing. The relative absorption capacity in the superheat and fast neutron energy range and the absorption cross-sectional properties of the final reduction product can also be considered in selecting exemplary absorbent materials for the gray rod control assembly. The absorber 110 may be arranged in a cylindrical shape in the rodlet of the gray rod control assembly. In addition, the absorbent material 110 may be divided in the axial direction or may be a solid piece including up to the entire axial length of the cylinder. Non-limiting examples of suitable absorber materials include substantially pure tungsten at nearly or complete theoretical density; Reduced density or porous tungsten metal; Tungsten series alloys such as tungsten-rhenium and tungsten-nickel-iron; Tungsten series compounds such as tungsten carbide; Substantially pure scandium, ytterbium and manganese; Scandium-, ytterbium- and manganese-based alloys, and scandium-, this terbium- and manganese-based compounds. As used herein, the phrases "substantially pure" and "pure" are used interchangeably to refer to an absorbent material consisting entirely of components (e.g., tungsten, scandium, ytterbium or manganese), where Any impurities present in the absorbent material are so small that they can generally be ignored. The behavior of the relative load amount shown in FIG. 4 for the exemplary absorber 110 is for a gray rod control assembly based on using pure tungsten as the primary neutron absorber.

예를 들어, 은, 은-인듐-카드뮴, 보론, 하프늄 등과 같은 대체 흡수재 대신에 본 발명의 흡수재(110), 예를 들어, 텅스텐을 사용하면 다음과 같은 이점들 중 적어도 하나를 얻게 된다. 텅스텐에 대한 비교적 낮은 포획 단면은 다른 검은 흡수재에 대해 상기 흡수재의 감소가 늦어진다. 텅스텐 계열의 흡수재(110)의 그레이 로드 제어 조립체의 설계의 상기 로드 량은 레늄-187의 생성으로 인하여 도 4에 도시된 바와 같이 초기에 발생하는 약간의 증가 경향과 함께 비교적 안정되게 된다. 상기 레늄-187은 텅스텐-186에 있어서 중성자 흡수와 이어지는 텅스텐-187의 베타 붕괴의 결과로서 생성된다. 레늄-187의 중성자 흡수 단면은 친동위체(parent isotopes)보다 더 넓어서 상기 텅스텐에 초기에 존재하는 모든 흡수 동위체의 완만한 감소를 거의 균일하게 보상하고, 상기 중성자 흡수에 부정적인 영향을 미치지 않으며 그에 따라 그레이 로드 제어 조립체의 유용성에 부정적인 영향을 미치지 않는다. 상기 텅스텐 흡수재의 량은 심의 조사 이력에 있어서 20년에 걸쳐서 약 3% 내지 5%까지 증가하고, 그 후에는 그 량이 서서히 감소하기 시작할 것이라고 계산 된다. 스칸듐, 이테르븀 또는 망간 계열의 다른 가능성 있는 흡수재가 또한 상기 낮은 중성자 포획 단면으로 인하여 그레이 로드 제어 조립체의 비교적 평활한 감소를 가질 것으로 예상될 것이다. 그러나, 이들 재료는 임의의 강력한 중성자 흡수 동위체로 변하는 것이라고 알려져 있지 않으므로, 아마도 시간 대 로드 량의 단조로운 감소를 나타낼 것이다. 텅스텐 흡수재에 있어서, 상기 그레이 로드의 설계 수명 전체에 걸쳐서 재료 성질의 큰 변화를 초래하는 변환 반응이 최소화될 것이다. 순수한 텅스텐에 장기간에 걸쳐 중성자를 조사하면 원래의 재료와 동일한 중성자 포획 단면과 재료의 성질에 근접한 것을 가지는 텅스텐-레늄이 생성될 것이다. 텅스텐의 평활한 감소량 곡선은, 검은 흡수재와 함께 20% 정도로 높아질 수 있는 흡수재 감소 효과를 보상하기 위해 로드의 량을 지나치게 설계해야 할 필요 없이, 상기 그레이 로드의 초기 설계를 고려하여 이상적인 목표 로드 량을 일치시킨다. 이상적인 목표 로드 량에 대해 설계되지만 20% 이상까지 지나치게 설계되지는 않는 그레이 로드가 (상기 연료 로드의 낮은 델타 전력으로 인하여) 상기 원자로 내에서 펠릿 대 피복층 간의 상호작용 관련의 연료 파손을 일으킬 위험성을 덜 초래하며, 따라서 상기 원자로 냉각제 내에서 방사능도 적어진다. 텅스텐은 은-인듐-카드뮴 흡수재와 같이 팽창하지 않으므로 은-인듐-카드뮴 설계와 관련된 피복 크래킹의 관심을 제거할 것이다. 더욱이, 텅스텐은 개선된 사고 생존 가능성을 초래할 수 있는 은-인듐-카드뮴의 융점보다 상당히 더 높은 융점(각각 6192°F와 1472°F)을 갖는다. 결과적으로, 텅스텐 흡수재는, 예를 들어, 은 또는 은 합금 흡수재보다 원자로의 동작 상태에서는 덜 변형될 것으로 생각된다. 또한, 원자로 내에서 텅스텐이 활 성화되면 은에 비해서 훨씬 더 낮은 방사능 소스 조건(source term)이 초래될 것이다.For example, the use of the absorbent 110 of the present invention, for example tungsten, in place of alternative absorbents such as silver, silver-indium-cadmium, boron, hafnium, and the like, provides at least one of the following advantages. The relatively low capture cross section for tungsten slows down the reduction of the absorbent for other black absorbents. The load amount of the design of the gray rod control assembly of the tungsten based absorbent 110 becomes relatively stable with the slight increase tendency initially occurring as shown in FIG. 4 due to the production of rhenium-187. Rhenium-187 is produced as a result of neutron absorption in tungsten-186 followed by beta decay of tungsten-187. The neutron absorption cross section of rhenium-187 is wider than the parent isotopes to almost uniformly compensate for the gentle reduction of all absorption isotopes initially present in the tungsten, and has no negative effect on the neutron absorption and thus gray There is no negative impact on the usefulness of the load control assembly. It is calculated that the amount of tungsten absorbent increases by about 3% to 5% over 20 years in the seam's irradiation history, after which the amount will begin to decrease gradually. Other potential absorbers of the scandium, ytterbium or manganese series will also be expected to have a relatively smooth reduction in gray rod control assembly due to the low neutron capture cross section. However, these materials are not known to turn into any powerful neutron absorbing isotopes, and thus will probably show a monotonous reduction in load versus time. For tungsten absorbents, the conversion reaction that results in a large change in material properties throughout the design life of the gray rod will be minimized. Long-term irradiation of neutrons with pure tungsten will produce tungsten-renium having the same neutron capture cross-section and material properties as the original material. The smooth tungsten curve of tungsten takes the ideal target load in consideration of the initial design of the gray rod, without the need to overdesign the amount of rod to compensate for the absorber reduction effect which can be as high as 20% with the black absorber. Match. Gray rods designed for the ideal target load but not overdesigned by more than 20% are less likely to cause fuel breakdowns related to pellet-to-coating interactions within the reactor (due to the low delta power of the fuel rods). This results in less radioactivity in the reactor coolant. Tungsten does not swell like silver-indium-cadmium absorbers, thus eliminating the concern of cladding cracking associated with silver-indium-cadmium designs. Moreover, tungsten has significantly higher melting points (6192 ° F and 1472 ° F, respectively) than the melting point of silver-indium-cadmium, which can lead to improved accident viability. As a result, tungsten absorbers are considered to be less deformed, for example, in the operating state of the reactor than silver or silver alloy absorbers. In addition, activation of tungsten in the reactor will result in much lower radioactive source terms than silver.

본 발명의 일 실시예에 있어서, 상기 흡수재는 거의 또는 완전한 이론적 밀도의 실질적으로 순수한 텅스텐; 텅스텐-레늄 및 텅스텐-니켈-철과 같은 텅스텐 계열 합금; 텅스텐 카바이드와 같은 텅스텐 계열 화합물; 실질적으로 순수한 스칸듐,이테르븀 및 망간; 스칸듐-, 이테르븀- 및 망간-계열 합금, 및 스칸듐-, 이테르븀- 및 망간-계열 화합물을 포함하고, 상기 흡수재(110)는 16.5 내지 19.4g/cm³의 재료 밀도를 갖는다. 일 실시예에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 AP1000 적용을 위한 것이고, 실질적으로 순수한 텅스텐과 같은 흡수재가 약 19.3g/cm³의 재료 밀도를 가지면서 사용된다. 또한, AP1000의 경우, 2200m/s의 중성자 흡수의 10 내지 30 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 재료가 사용된다.In one embodiment of the invention, the absorbent material comprises substantially pure tungsten of near or complete theoretical density; Tungsten-based alloys such as tungsten-renium and tungsten-nickel-iron; Tungsten series compounds such as tungsten carbide; Substantially pure scandium, ytterbium and manganese; Scandium-, ytterbium- and manganese-based alloys, and scandium-, ytterbium- and manganese-based compounds, wherein the absorber 110 has a material density of 16.5 to 19.4 g / cm ³ . In one embodiment, the neutron absorber is for AP1000 applications, and an absorbent such as substantially pure tungsten is used with a material density of about 19.3 g / cm ³ . In addition, for AP1000, a material having a fine capture cross section of 10 to 30 bar of neutron absorption of 2200 m / s is used.

도 4에 도시된 바와 같이, 텅스텐 흡수재(110)를 사용하면 상기 흡수재의 감소 속도가 상당히 감소되고, 20년 및 그 이상까지 개선된 그레이 로드 제어 조립체(36)(도 2a)의 유용한 핵 수명이 연장된다.이는 기존의 은-인듐-카드뮴 흡수재용으로 약 5년 내지 10년의 앞서 설명한 유용한 수명에 걸친 극적인 개선일 뿐만 아니라 예시적인 흡수재(110)의 량이 상기 은-인듐-카드뮴 흡수재(112)의 급속한 감소와는 반대로 비교적 일정하게 유지된다.상기 예시적인 흡수재(110)의 연장된 유용한 수명으로 인해 상기 개선된 그레이 로드 제어 조립체(36)가 요구하는 제어 로드의 수명 요건을 충족할 수 있다.As shown in FIG. 4, the use of tungsten absorbent 110 significantly reduces the rate of reduction of the absorbent and improves the useful nuclear life of the improved gray rod control assembly 36 (FIG. 2A) up to 20 years and beyond. This is not only a dramatic improvement over the useful lifetimes described above for about 5 to 10 years for the existing silver-indium-cadmium absorbers, but also the amount of exemplary absorbents 110 of the silver-indium-cadmium absorbers 112. It remains relatively constant as opposed to the rapid reduction of. The extended useful life of the exemplary absorbent material 110 can meet the life requirement of the control rod that the improved gray rod control assembly 36 requires.

도 5와 6은 본 발명의 개량형 그레이 로드 조립체(34)를 도시하고 있다. 도 5에 도시된 바와 같이, 상기 그레이 로드 조립체(34)는 상기 심(도 1) 내에서 지향되는 바와 같이 바닥 단인 제 1 단(40)과 제 2 단(42)(예, 도 1의 조망으로부터 상단)을 일반적으로 포함한다. 제 1 단(40)은 테이퍼진 단 플러그(44)를 갖는다. 이러한 테이퍼진 설계에 의해 연료 조립체(10)(도 1)의 안내관(18)(도 1)으로의 로드(34)의 삽입 안내가 용이해진다. 제 2단(42)은 공지의 방식(예. 제한 없이,보충의 수/암 나사 고정 장치)으로 스파이더 조립체(39)(도 2a에 가장 잘 도시되어 있음)에 결합하여 고정하도록 구성된 상단 플러그(46)를 갖고 있다. 세장형의 관형 부재(48)는 상단 및 바닥 단 플러그(46, 44)의 사이에서 연장되어 있다. 비록 이들에 제한되지는 않지만 지르코늄 및 니켈 계열 합금과 같은 다른 공지의 또는 적절한 대체 재료로 만들어진 관이 고려되었지만, 상기 예시적인 관형 부재는 304-스테인레스 스틸로 만들어진 스테인레스 스틸 관(48)이다. 여기에서 도시되고 설명된 실시예에 있어서, 상기 관(48)의 외경(50)은 약 0.38 인치(0.97 센티미터)이고 상기 바닥 단 플러그(44)의 상부로부터 상기 상단 플러그(46)의 바닥까지의 상기 로드(34)의 전체 길이(52)는 약 175인치(444.5 센티미터)이다. 그러나, 본 발명의 개념은 다양한 원자로에서 사용하기 위해 임의의 적절한 길이와 폭을 가지는 로드에 동등하게 적용할 수 있음을 알아야 할 것이다.5 and 6 illustrate an improved gray rod assembly 34 of the present invention. As shown in FIG. 5, the gray rod assembly 34 has a first end 40 and a second end 42 (eg, the view of FIG. 1) being the bottom end as directed in the shim (FIG. 1). From top) in general. The first end 40 has a tapered end plug 44. This tapered design facilitates insertion of the rod 34 into the guide tube 18 (FIG. 1) of the fuel assembly 10 (FIG. 1). The second end 42 is a top plug configured to engage and secure the spider assembly 39 (best shown in FIG. 2A) in a known manner (eg, without limitation, a supplemental male / female screw anchorage). 46). The elongate tubular member 48 extends between the top and bottom end plugs 46, 44. Although, but not limited to, tubes made of other known or suitable alternative materials such as zirconium and nickel based alloys are contemplated, the exemplary tubular member is a stainless steel tube 48 made of 304-stainless steel. In the embodiment shown and described herein, the outer diameter 50 of the tube 48 is about 0.38 inches (0.97 centimeters) and extends from the top of the bottom end plug 44 to the bottom of the top plug 46. The overall length 52 of the rod 34 is about 175 inches (444.5 centimeters). However, it will be appreciated that the inventive concept is equally applicable to rods of any suitable length and width for use in various reactors.

본 발명의 일 실시예에 있어서, 흡수재(110)는 세장형의 관형 부재(48) 안에 수용되어 상기 관형 부재(48)의 내경을 실질적으로 채울 크기로 되어 있다. 일 실시예에 있어서, 상기 흡수재(110)의 외경은 0.15 내지 0.40 인치이고; 상기 관형 부재(48)의 외경은 0.37 내지 내지 0.45 인치이다. 다른 실시예에 있어서, 예를 들어 AP1000에 사용하기 위하여, 상기 흡수재(110)의 외경은 0.17 내지 0.35 인치이고; 상기 관형 부재(48)의 외경은 0.37 내지 0.39 인치이다. 상기 흡수재(110)는 밀도가 감소되거나 다공성의 텅스텐 금속; 텅스텐 계열 합금, 또는 텅스텐 계열 화합물을 포함할 수 있다.In one embodiment of the invention, the absorber 110 is sized to accommodate the elongated tubular member 48 to substantially fill the inner diameter of the tubular member 48. In one embodiment, the outer diameter of the absorber 110 is 0.15 to 0.40 inches; The outer diameter of the tubular member 48 is 0.37 to 0.45 inches. In another embodiment, the outer diameter of the absorber 110 is between 0.17 and 0.35 inches, for example for use in AP1000; The outer diameter of the tubular member 48 is 0.37 to 0.39 inches. The absorber 110 is a tungsten metal of reduced density or porous; Tungsten based alloys, or tungsten based compounds.

도 5에 도시된 바와 같이, 상기 흡수재(110)는 일반적으로 상기 세장형의 관형 부재(48)의 내에 위치하고 있다. 또한 도 5에 도시된 바와 같이, 상기 흡수재(110)는 우선은 내부 지지관(58)에 의해 그리고 그 다음으로는 상기 세장형의 관형 부재(48)에 의해 이중 봉입(double-encapsulated)될 수 있다. 상기 내부 지지관(58)은 상기 흡수재(11)를 실질적으로 에워싸서 봉입하기 위한 슬리브로서 구성되어 있고, 상기 세장형의 관형 부재(48), 즉, 피복층(cladding)은 상기 흡수재(11)를 분리하여 상기 주 냉각수로부터 내부 지지관(58)을 지지한다. 상기 내부 지지관(58)은 상기 예상되는 동작 조건에서 훌륭한 기계적 강도와 열전도 특성을 가지는 금속으로 구성되어 있다. 또한, 상기 융점은 상기 흡수재에 인접한 환경에서 연속적인 품질을 유지하기 위해 충분히 높아야 한다. 상기 내부 지지관(58)용의 적절한 재료는 지르코늄과 지르코늄 계열 합금; 알루미늄과 알루미늄 게열 합금; 합금 718(UNS N07718) 및 합금 625(UNS N06625)와 같은 니켈 계열 합금; SS-304L 및 SS-316L과 같은 스테인레스 스틸을 포함할 수 있지만 이들에 제한되지는 않는다. 상기 내부 지지관(58)은 그 양단이 피복(capped)되어 있어서 상기 세장형의 관형 부재(48)에 파열이 있는 경우에 상기 흡수재(110)를 격리한다. 상기 내부 지지관(58)은 또한 상기 흡수재(110)로부터의 열전달을 용이하게 하여 상기 흡수재(11)를 구조적으로 지지한다.As shown in FIG. 5, the absorber 110 is generally located within the elongate tubular member 48. As also shown in FIG. 5, the absorber 110 may be double-encapsulated first by an inner support tube 58 and then by the elongate tubular member 48. have. The inner support tube 58 is configured as a sleeve for substantially enclosing and enclosing the absorbent material 11, and the elongated tubular member 48, that is, the cladding, is used to seal the absorbent material 11. To support the inner support tube 58 from the main cooling water. The inner support tube 58 is composed of a metal having excellent mechanical strength and thermal conductivity at the expected operating conditions. In addition, the melting point should be high enough to maintain continuous quality in an environment adjacent to the absorbent material. Suitable materials for the inner support tube 58 include zirconium and zirconium-based alloys; Aluminum and aluminum thermal alloys; Nickel base alloys such as alloy 718 (UNS N07718) and alloy 625 (UNS N06625); Stainless steel such as SS-304L and SS-316L. The inner support tube 58 is capped at both ends to isolate the absorber 110 when there is a tear in the elongated tubular member 48. The inner support tube 58 also facilitates heat transfer from the absorbent material 110 to structurally support the absorbent material 11.

본 발명의 일 실시예에 있어서, 상기 내부 지지관(58)은 열전달을 용이하게 하여 구조적으로 지지하는 것 외에, 중성자의 흡수 향상 및/또는 로드릿 중량의 최적화를 이루기 위해 선택될 수 있는 제 2 흡수재로 구성될 수 있다. 상기 제 2 흡수재는 상기 흡수재(110), 즉 주 흡수재의 포획 단면보다 더 낮은 포획 단면을 가질 수 있다. 상기 제 2 흡수재는 2200 m/s 중성자 흡수의 2 내지 6 바안의 미세한 포획 단면을 가질 수 있다. 또한, 상기 제 2 흡수재는 7 내지 9 g/cm³의 밀도를 가질 수 있다. 적절한 제 2 흡수재의 제한 없는 예는 합금 718(UNS N07718) 및 합금 625(UNS N06625)와 같은 니켈 계열 합금; 및 SS-304L 및 SS-316L과 같은 스테인레스 스틸을 포함할 수 있지만 이들에 제한되는 것은 아니다.In one embodiment of the present invention, the inner support tube 58 may be selected to facilitate heat transfer and to support structurally, in addition to improving absorption of neutrons and / or optimizing rodlet weight. It may be composed of an absorbent material. The second absorbent material may have a lower trapping cross section than that of the absorbent member 110, that is, the main absorber. The second absorbent may have a fine capture cross section of 2-6 bar of 2200 m / s neutron absorption. In addition, the second absorbent may have a density of 7 to 9 g / cm ³ . Non-limiting examples of suitable second absorbents include nickel based alloys such as alloy 718 (UNS N07718) and alloy 625 (UNS N06625); And stainless steels such as SS-304L and SS-316L.

어떤 이론에도 구속되지 않고서, 상기 제 2 흡수재의 상기 비교적 낮은 중성자 포획 단면은 상기 주 흡수재의 상기 비교적 높은 중성자 포획 단면 카운터 밸런싱(counter-balance)시키는 역할을 한다.마찬가지로, 상기 제 2 흡수재의 상기 비교적 낮은 밀도는 상기 주 흡수재의 상기 비교적 높은 밀도를 카운트 밸런싱시키는 역할을 한다. 상기 주 흡수재 및 제 2 흡수재 용으로 선택된 상기 상대적인 비율과 재료를 제어함으로써, 목표 값에 대한 로드의 량과 중량의 양자 모두를 동시에 최적화하는 한편, 이와 동시에 열전달 특성을 크게 향상시키는 그레이 로드 제어 조립체의 설계를 확보하는 것이 가능하다. 상기 슬리브 및/또는 상기 피복층은 이들 에 제한되지는 않지만 헬륨 또는 아르곤과 같은 불활성 가스로 충진되어 높은 작동 온도에서 상기 주 흡수재가 산화되는 것을 방지할 수 있고, 또한 열전달을 개선할 수 있다. 상기 슬리브나 상기 피복층에 있어서, 상기 주 흡수재는 적당한 원형의 원통의 스택, 단일의 원통 또는 입자(예, 분말(powder))의 형태로 될 수 있다.Without being bound by any theory, the relatively low neutron capture cross section of the second absorbent serves to counter-balance the relatively high neutron capture cross section of the primary absorbent. The low density serves to count balance the relatively high density of the main absorbent material. By controlling the relative proportions and materials selected for the primary absorbent and the second absorbent, thereby simultaneously optimizing both the amount and weight of the rod to the target value, while at the same time significantly improving the heat transfer characteristics. It is possible to secure the design. The sleeve and / or the cladding layer may be filled with an inert gas such as but not limited to helium or argon to prevent the main absorbent from oxidizing at high operating temperatures, and may also improve heat transfer. In the sleeve or the coating layer, the main absorbent material may be in the form of a stack of suitable circular cylinders, a single cylinder or particles (e.g. powder).

본 발명의 상기 중성자 흡수재는 상기 세장형의 관형 부재(48)의 안에 실질적으로 동심원 형상으로 위치할 수 있다. 본 발명의 상기 중성자 흡수재는 또한 상기 내부 지지관(58)의 안에서 실질적으로 동심원 형상으로 위치할 수 있고 상기 내부 지지관은 상기 관형 부재(48)의 내에 위치할 수 있다. 상기 내부 지지관(58)은 상기 흡수재(110)의 외경과 상기 세장형의 관형 부재(48) 사이의 공간에 의해 실질적으로 형성된 벽 두께를 가질 수 있다. 도 6의 단면도에 도시된 바와 같이, 상기 예시적인 흡수재(110)의 외경(54)은 상기 세장형의 관형 부재(48)의 외경(50)보다 더 작다.The neutron absorber of the present invention may be positioned substantially concentrically within the elongate tubular member 48. The neutron absorber of the present invention may also be positioned substantially concentrically within the inner support tube 58 and the inner support tube may be located within the tubular member 48. The inner support tube 58 may have a wall thickness substantially formed by the space between the outer diameter of the absorber 110 and the elongated tubular member 48. As shown in the cross-sectional view of FIG. 6, the outer diameter 54 of the exemplary absorbent material 110 is smaller than the outer diameter 50 of the elongated tubular member 48.

상기 내부 지지관(58)은 상기 관형 부재(48)의 벽 두께보다 더 클 수 있는 벽 두께(60)를 가진다. 상기 내부 지지관(58)은 상기 주 흡수재와 높은 열 전도 재료를 가지는 상기 외부의 피복층 사이의 직경 방향의 간극의 일부를 대체하는 역할을 할 수 있음으로써, 상기 주 흡수재로부터 나와서 상기 냉각제로 가는 열전달을 용이하게 하여 상기 그레이 로드의 동작 온도를 상당히 감소시킨다. 상기 내부 지지관(58)은 또한 상기 주 흡수재를 지지하여 봉입시킬 수 있어서 상기 외부의 피복층에 예상치 못한 파괴가 있는 경우에 상기 주 흡수재를 임의로 재분포할 가능성이나 상기 냉각제에 대해 상기 주 흡수재를 내어 놓을 가능성을 감소시킨다. The inner support tube 58 has a wall thickness 60 that can be greater than the wall thickness of the tubular member 48. The inner support tube 58 may serve to replace a portion of the radial gap between the main absorber and the outer cladding layer having a high heat conducting material, thereby transferring heat from the main absorber to the coolant. To reduce the operating temperature of the gray rod significantly. The inner support tube 58 may also support and encapsulate the main absorbent, so that the main absorbent may be randomly redistributed in the event of an unexpected failure in the outer coating layer or the main absorbent may be released to the coolant. Reduces the likelihood of laying.

일 실시예에 있어서, 상기 흡수재(110)의 외경은 0.10 내지 0.38 인치이고; 상기 관형 부재(48)의 외경은 0.37 내지 0.45 인치이며, 상기 내부 지지관(58)의 벽 두께는 0.01 내지 0.10 인치이다. 다른 실시예에 있어서, 예를 들어 AP1000에 사용하기 위하여, 상기 흡수재(110)의 외경은 0.16 내지 0.24 인치이고; 상기 관형 부재(48)의 외경은 0.37 내지 0.39 인치이며; 상기 내부 지지관(58)의 벽 두께는 0.05 내지 0.07 인치이다.In one embodiment, the outer diameter of the absorber 110 is 0.10 to 0.38 inches; The outer diameter of the tubular member 48 is 0.37 to 0.45 inches, and the wall thickness of the inner support tube 58 is 0.01 to 0.10 inches. In another embodiment, the outer diameter of the absorber 110 is 0.16 to 0.24 inches, for example for use in AP1000; The outer diameter of the tubular member 48 is 0.37 to 0.39 inch; The wall thickness of the inner support tube 58 is 0.05 to 0.07 inches.

따라서, 본 발명의 상기 예시적인 그레이 로드 조립체(34)는 여기에 기재된 흡수재의 사용을 통해서 핵 수명을 연장한다. 본 발명의 전체적인 그레이 로드 제어 조립체의 설계(36)는 또한 일반적으로 로드를 조작하는 동안에 선형적인 발열율의 한계(linear heat rate margins)를 개선한다. 구체적으로, 상기 예시적인 그레이 로드 제어 조립체는 앞에서 설명한 기존의 AP1000의 설계에서와 같이 단 4개의 로드만의 상기 흡수재를 국부 집중시키는 것과 반대로 상기 제어 조립체(36)의 모든 24개의 로드(34)의 전체에 걸쳐 상기 흡수재(11)를 분포시킨다. 상기 모든 그레이 로드 제어 조립체의 가운데에 상기 흡수재(110)를 분포시키면 상기 그레이 로드 제어 조립체(36)가 상기 심으로부터 제거될 때의 국부적인 연료 로드 전력(델타 전력)의 변화가 감소될 수 있고, 이는 다시 동작 한계를 개선한다. 구체적으로, 전체 24개의 로드에 걸쳐서 상기 흡수재(110)를 분포시키면 각 로드(34)에 있어서 흡수재(110)의 양이 감소하고, 이는 로드가 당겨지는 동안에 각 로드(34)의 근처에서 국부적인 반응도의 크기 변화를 감소시킨다. 현재 설계의 은-인듐-카드뮴 흡수재와 비교하여, 흡수재(110)의 양에 있어서의 정확한 감소량이 본 발명을 제한하고 있음 을 의미하는 것은 아니다.Thus, the exemplary gray rod assembly 34 of the present invention extends nuclear life through the use of the absorbents described herein. The design 36 of the overall gray rod control assembly of the present invention also generally improves linear heat rate margins while manipulating the rod. Specifically, the exemplary gray rod control assembly of all 24 rods 34 of the control assembly 36 as opposed to localizing the absorber of only four rods as in the design of the conventional AP1000 described above. The absorber 11 is distributed throughout. Distributing the absorber 110 in the middle of all of the gray rod control assemblies can reduce the change in local fuel load power (delta power) when the gray rod control assembly 36 is removed from the shim, This in turn improves the operating limits. Specifically, distributing the absorber 110 over a total of 24 rods reduces the amount of absorber 110 in each rod 34, which is localized near each rod 34 while the rod is being pulled. Reduce the magnitude change in reactivity. Compared with the silver-indium-cadmium absorbers of the present design, the precise reduction in the amount of absorber 110 does not mean that the present invention is limited.

상기 사항을 고려할 때, 상기 예시적인 그레이 로드 조립체(34)는, 내부 지지관(58); 제 2 흡수재에 의해 봉입된 주 흡수재의 조합을 포함하는 포함하는 완전히 서로 다른 흡수재, 높은 중성자 흡수재의 감소된 량, 및 모든 로드(34) 속에서의 상기 흡수재의 분포와 같은 개선된 특징들의 조합을 포함하도록 재설계되었다. 따라서, 본 발명의 상기 그레이 로드 제어 조립체(36)은 로드(34)당 중성자 흡수재(110)의 양을 감소시키고 상기 그레이 로드 제어 조립체(36)의 모든 그레이 로드(34)의 가운데에 상기 흡수재(110)를 실질적으로 균일하게 분포시킴으로써 당해 기술 분야에서 공지된 상기한 단점에 대한 조치를 취하여 이들 단점을 실질적으로 극복한다. 상기 예시의 개량형 그레이 로드 제어 조립체(36)의 설계는 도 7 및 8을 참조하면 더욱 잘 이해되고 알 수 있을 것이다.In view of the above, the exemplary gray rod assembly 34 includes an inner support tube 58; A combination of improved features such as a completely different absorbent comprising a combination of primary absorbents encapsulated by a second absorbent, a reduced amount of high neutron absorbent, and a distribution of the absorbent in all the rods 34. Redesigned to include Thus, the gray rod control assembly 36 of the present invention reduces the amount of neutron absorber 110 per rod 34 and in the middle of all the gray rods 34 of the gray rod control assembly 36. By distributing 110) substantially uniformly, measures are taken against the above-mentioned disadvantages known in the art to substantially overcome these disadvantages. The design of the improved gray rod control assembly 36 of this example will be better understood and appreciated with reference to FIGS. 7 and 8.

도 7은 종래의 연료 조립체(10')의 1/8의 개략도 또는 단순화된 도면인데 상기 종래의 연료 조립체는, 도 8의 상기 예시된 설계와 비교를 위하여, 상기 종래의 그레이 로드 제어 조립체(미도시)가 상기 연료 조립체(10')로부터 빼내어질 때 상기 흡수재의 로드(도 7에는 도시되지 않음)를 앞서 포함하였던 안내관(18')을 에워싸는 상기 연료 로드(22')가 겪는 국부적 전력의 비교적 큰 증가를 나타낸다. 도 7에 도시된 수자는 상기 연료 조립체(10')로부터 당겨지고 있는 상기 그레이 로드 제어 조립체에 따른 로드 전력의 퍼센트 변화를 나타낸다. 공지의 국부 집중 흡수재의 악영향이 나타난다. 구체적으로, 도시된 바와 같이, 상기 은-인듐-카드뮴 흡수재를 수용한 안내관(18')에 인접한 연료 로드(22')는 전력 변화에 있어서 격리되 거나 국부 집중된 스파이크(spike)를 경험한다. 앞서 설명한 바와 같이, 이러한 극적인 전력 변화는 펠릿 대 피복층 간의 상호작용으로 인한 연료 파손을 일으키기 때문에 바람직하지 않다.FIG. 7 is a schematic or simplified view of one-eighth of a conventional fuel assembly 10 ′, wherein the conventional fuel assembly is a conventional gray rod control assembly (not shown) for comparison with the illustrated design of FIG. 8. Of local power experienced by the fuel rod 22 'surrounding the guide tube 18' which previously included the rod of absorber (not shown in FIG. 7) when it was withdrawn from the fuel assembly 10 '. Indicates a relatively large increase. The number shown in FIG. 7 represents the percent change in load power with the gray rod control assembly being pulled from the fuel assembly 10 ′. The adverse effect of known locally concentrated absorbents is shown. Specifically, as shown, the fuel rod 22 'adjacent to the guide tube 18' containing the silver-indium-cadmium absorber experiences isolated or localized spikes in power variation. As mentioned earlier, this dramatic change in power is undesirable because it causes fuel breakage due to the interaction between pellet and cladding.

도 8은 본 발명의 상기 그레이 로드 제어 조립체(36)의 설계(도 2)가 이들 문제점을 극복한다는 것을 확인해 주고 있다. 구체적으로, 도 8을 도 7과 대비해 보면, 상기 연료 조립체(10)의 상기 동일한 1/8 부분이 도시되어 있으며 그에 이어서 상기 예시적인 그레이 로드 제어 조립체(36)(도 2) 및 그레이 로드(34)(도 2, 5 및 6)가 상기 연료 조립체(10)으로부터 인출되는 로드의 인출 동작이 이루어진다. 도시된 바와 같이, 상기 흡수 로드(도 8에는 도시하지 않음)를 수용한 상기 안내관(18)을 에워싸는 로드 전력의 상기 변화는 도 7의 예의 값과 비교하여 실질적으로 감소된다. 구체적으로, 도 8의 예에 도시된 바와 같이, 본 발명의 그레이 로드 제어 조립체(36)에 대한 로드 전력의 최대 퍼센트 변화는 약 7%이다. 이는 도 7에 기재된 종래의 그레이 로드 제어 조립체의 설계에 대해 약 22%의 로드 전력의 퍼센트 변화에 의한 상당한 개선이다. 앞서 설명한 바와 같이, 이들 개선은, 합계 4개만의 안내관(18')의 위치와는 반대로, 대부분, 24개 모두의 안내관(18)의 위치 속에 상기 흡수 로드(34)(도 8에서는 도시되지 않음)의 상기 예시적인 분포에 기인한다. 예를 들면, 도 7의 연료 조립체(10')의 1/8 부분에 도시된 단 하나 만의 안내관(18')의 위치가 있는 반면 상기 안내관(18)의 위치는 도 8의 상기 예시적인 설계에 도시되어 있다. 요약하면, 상기 흡수재(110), 로드(34)당 감소된 흡수재 크기,상기 흡수재의 내부 지지관(58), 및 본 발명의 그레이 로드 제어 조립체(36) 의 모든 로드(34)에 걸친 상기 흡수재(110)의 상기 분포를 조합하면 상기 그레이 로드 제어 조립체(36)의 각 로드(34)의 상기 중성자 흡수 능력이 약 1/6까지 감소함으로써, 이것이, 상기 그레이 로드 제어 조립체(36)가 상기 연료 조립체(10)로부터 인출될 때, 국부적인 로드 전력(델타 전력)의 변화를 감소시킨다. 본 발명의 상기 그레이 로드 제어 조립체(36)의 상기 개량형 특징들이 각각 또는 공지된 임의의 조합 또는 적절한 임의의 조합으로 채용될 수 있음을 알아야 할 것이다. 예를 들면, 제한 없이, 여기에 기재된 상기 예시적인 흡수재(110) 이외의 대체 흡수재는, 본 발명의 범주를 벗어나지 않는다면, 본 발명의 크기가 축소되고, 분포된 상기 예시적인 구성으로 채용될 수 있을 것이다.Figure 8 confirms that the design of the gray rod control assembly 36 of the present invention (Figure 2) overcomes these problems. Specifically, in contrast to FIG. 8, the same 1/8 portion of the fuel assembly 10 is shown followed by the exemplary gray rod control assembly 36 (FIG. 2) and the gray rod 34. 2, 5 and 6 are taken out of the rod withdrawn from the fuel assembly 10. As shown, the change in load power surrounding the guide tube 18 containing the absorbing rod (not shown in FIG. 8) is substantially reduced compared to the value of the example of FIG. 7. Specifically, as shown in the example of FIG. 8, the maximum percentage change in load power for the gray load control assembly 36 of the present invention is about 7%. This is a significant improvement by the percent change in load power of about 22% over the design of the conventional gray rod control assembly described in FIG. As described above, these improvements are largely due to the absorption rod 34 (shown in FIG. 8) in the position of all 24 guide tubes 18, as opposed to the position of only 4 guide tubes 18 ′ in total. (Not shown). For example, there is a position of only one guide tube 18 'shown in the 1/8 portion of the fuel assembly 10' of FIG. 7 while the position of the guide tube 18 is in the exemplary embodiment of FIG. Shown in the design. In summary, the absorber 110, the reduced absorber size per rod 34, the inner support tube 58 of the absorber, and the absorber across all the rods 34 of the gray rod control assembly 36 of the present invention. Combining the distribution of 110 reduces the neutron absorbing capacity of each rod 34 of the gray rod control assembly 36 to about 1/6, which causes the gray rod control assembly 36 to When withdrawn from assembly 10, it reduces the change in local load power (delta power). It will be appreciated that the improved features of the gray rod control assembly 36 of the present invention may be employed each or in any known combination or any suitable combination. For example, without limitation, alternative absorbent materials other than the exemplary absorbent material 110 described herein may be employed in the exemplary configuration that is reduced in size and distributed, without departing from the scope of the present invention. will be.

줄어든 수의 로드(24개 중에서 4개)에 있어서 은-인듐-카드뮴을 사용하는 설계에 대한 상기 흡수 로드의 선형적인 발열율은 상기 안내관(18)의 내면과 상기 세장형의 관형 부재(48)의 외면의 사이에서 냉각수의 벌크 비등(bulk boiling)으로 이어질 수 있다. 제어 조립체의 모든 24개의 로드에 대한 흡수재(110)의 분포는 안내관의 벌크 비등의 발생을 최소화하거나 방지한다.The linear exotherm of the absorbing rod for a design using silver-indium-cadmium in a reduced number of rods (four out of 24) is the inner surface of the guide tube 18 and the elongated tubular member 48. It may lead to bulk boiling of the cooling water between the outer surfaces of the). The distribution of absorbent 110 over all 24 rods of the control assembly minimizes or prevents the occurrence of bulk boiling in the guide tube.

따라서, 본 발명은, 다른 이점들 중에서, 개선된 감소 속도, 로드 인출 도중의 국부적인 큰 전력 분포의 변화에 대한 저항성, 안내관의 벌크 비등에 대한 저항성, 및 흡수 합금의 팽창 및 피복층의 크래킹에 대한 저항성을 나타내는 개량형 그레이 로드 제어 조립체(36)를 제공한다.Thus, the present invention provides, among other advantages, an improved reduction rate, resistance to changes in local large power distribution during load withdrawal, resistance to bulk boiling of the guide tube, and expansion of the absorbing alloy and cracking of the coating layer. An improved gray rod control assembly 36 is provided that exhibits resistance to it.

결론conclusion

본 발명은 적은 량에 대한 개선된 설계, 또는 원자로용의 그레이 로드 제어 조립체(GRCA)에 관한 것이다. 그레이 로드 제어 조립체는 개량형 원자로의 개념으로 사용되어 상기 원자로에 의해 생성된 전력의 량을 제어할 목적으로 기계적 수단을 통해 양질의 반응도 제어 능력을 제공한다. 통상적인 그레이 로드 제어 조립체는 상기 원자로의 심 내에 위치하는 연료 조립체의 상기 안내관으로 24개까지의 그레이 로드릿 조립체의 삽입 및 인출을 제어하도록 구성된 스파이더 조립체를 포함한다.본 발명의 상기 개선된 그레이 로드 제어 조립체의 설계는 중성자 흡수재 및 구조적인 재료의 신규한 조합 및 배치를 포함하는 복수의 개선된 그레이 로드릿 조립체를 사용하는 것을 포함한다. 개선된 그레이 로드릿 조립체는 상기 그레이 로드 제어 조립체 내의 모든 이용가능한 로드릿 위치에서 사용되어 필요한 반응도 가치와 구성요소의 중량을 얻는 한편, 상기 연료 조립체 내의 연료 로드에 대한 그레이 로드 제어 조립체의 이동에 대한 국부적인 전력 분포의 영향을 최소화한다.The present invention relates to an improved design for small quantities, or a gray rod control assembly (GRCA) for a reactor. Gray rod control assemblies are used in the concept of advanced reactors to provide good reactivity control capability through mechanical means for the purpose of controlling the amount of power generated by the reactor. A typical gray rod control assembly includes a spider assembly configured to control the insertion and withdrawal of up to 24 gray rodlet assemblies into the guide tube of a fuel assembly located within the core of the reactor. The improved gray of the present invention. The design of the load control assembly includes the use of a plurality of improved gray rodlet assemblies that include new combinations and arrangements of neutron absorbers and structural materials. An improved gray rodlet assembly is used at all available rodlet positions in the gray rod control assembly to obtain the required reactivity value and weight of the components, while the gray rod control assembly is moved to the movement of the gray rod control assembly relative to the fuel rod in the fuel assembly. Minimize the effects of local power distribution.

각각의 개선된 그레이 로드릭 조립체는 외부의 피복층의 안에서 내부 지지에 의해 지지되는 회색의 주 중성자 흡수재의 사용을 포함한다. 상기 주 중성자 흡수재는 원통형의 형상으로 설치된 실질적으로 순수한 텅스텐, 또는 유사한 중성자 흡수 단면과 밀도의 특성을 가지는 재료로 구성된다. 텅스텐은 그레이 로드 제어에 적용하기 위한 바람직한 주 중성자 흡수재인데 그 이유는 그것이 목표 범위 내의 중성자 흡수 단면을 가지고 중성자 조사에 장기간 노출시킨 상태에서 흡수재감소의 영향으로 인해 시간 경과에 따라 반응도 가치의 변화가 아주 적기 때문이다. 텅스텐은 또한 아주 높은 재료 밀도와 용융 온도를 가지고, 기타의 더욱 흔히 사용되는 검은 중성자 흡수재보다 조사에 의해 유발되는 팽창을 받는 경향이 덜하다. 기타의 요소를 포함하는 텅스텐 계열의 합금 또는 화합물은 또한 상기 개선된 설계에 있어서 주 중성자 흡수재로서 사용하기 위해 고려될 수 있다. 내부 지지관으로서 알려진 세장형의 관형 부재는 상기 주 중성자 흡수재를 지지하고 제한한다. 상기 내부 지지관은 니켈 합금, 스테인레스 스틸, 지르코늄 합금, 또는 핵 산업에서 경험이 있는 기타 유사한 구조의 재료로 구성되며, 이는 원자로의 냉각제에 노출되는 경우 어떤 악영향도 미치지 않을 것이다. 상기 내부 지지관은 열전달을 용이하게 하고, 구조적으로 지지하며, 외부의 피복층이 파괴된 경우에 상기 주 중성자 흡수재의 재분포 또는 누설을 방지하도록 의도되었다. 그러나, 상기 중성자 흡수의 단면과 상기 내부 지지관의 밀도는 또한 하기의 변수들이 긴밀하게 제어되는 경우에 상기 총 중성자 흡수 능력을 최적화하여 상기 그레이 로드릿 조립체에 대한 목표 중량을 얻는데 사용될 수 있다. 상기 내부 지지관과 상기 주 중성자 흡수재의 양자 모두는 상기 외부의 피복층으로서 알려진 세장형의 관형 부재의 안에 포함되어 있다. 상기 외부의 피복층은 통상 스테인레스 스틸이지만, 니켈 합금 또는 원자로의 냉각제에 대한 장기간의 노출을 포함하는 응용시에 성공적으로 사용되었던 핵 산업분야에서 경험이 있는 다른 유사한 구조의 재료로 구성될 수 있다. 상기 주 중성자 흡수재, 내부 지지관, 및 외부 피복층에 대한 재료의 크기 결정과 선택은 반응도의 가치, 총 구성요소의 량, 및 상기 개선된 로드릿 조립체의 열전달 특성의 동시 최적화를 고려한다.Each improved gray rod assembly includes the use of a gray primary neutron absorber supported by an inner support inside of an outer cladding layer. The primary neutron absorber is composed of substantially pure tungsten, or similar neutron absorbing cross-sections and densities in a cylindrical shape. Tungsten is the preferred primary neutron absorber for use in gray rod control because it has a neutron absorbing cross section within the target range and the reactivity value changes significantly over time due to the effect of absorber reduction under prolonged exposure to neutron irradiation. Because it is a little. Tungsten also has a very high material density and melting temperature and is less prone to irradiation-induced expansion than other more commonly used black neutron absorbers. Tungsten-based alloys or compounds including other elements may also be considered for use as the primary neutron absorber in the improved design. An elongated tubular member, known as an inner support tube, supports and limits the primary neutron absorber. The inner support tube consists of a nickel alloy, stainless steel, zirconium alloy, or other similar structure material experienced in the nuclear industry, which will not have any adverse effect when exposed to coolant in the reactor. The inner support tube is intended to facilitate heat transfer, to structurally support, and to prevent redistribution or leakage of the main neutron absorber in the event that the outer cladding layer is broken. However, the cross section of the neutron absorption and the density of the inner support tube can also be used to optimize the total neutron absorption capacity to obtain the target weight for the gray rodlet assembly when the following variables are closely controlled. Both the inner support tube and the main neutron absorber are contained within an elongate tubular member known as the outer cladding layer. The outer cladding layer is typically stainless steel, but may be composed of a nickel alloy or other similar structured material experienced in the nuclear industry that has been successfully used in applications involving prolonged exposure to coolants in a reactor. The sizing and selection of materials for the primary neutron absorber, inner support tube, and outer cladding layer takes into account the simultaneous optimization of the value of reactivity, the total amount of components, and the heat transfer properties of the improved rodlet assembly.

상기 주 중성자 흡수재와 외부 피복층의 신뢰 가능한 장기간의 완전성이 확립되는 경우에, 내부 지지관의 사용을 제거하는 상기 그레이 로드 조립체의 다른 실시예가 채용될 수 있다.이러한 대체 형태는 필요한 반응도의 가치와 열전달 특성을 얻도록 되어 있는 한편, 총 구성요소의 중량을 최적화하지 않는 비용으로 제조 공정을 간단하게 하도록 될 수 있다. 상기 대체 형태의 상기 주 중성자 흡수재로서 사용하기에 적절한 재료는, 다음의 것에 제한되는 것은 아니지만 텅스텐-레늄 또는 텅스텐-니켈-청, 텅스텐 계열 화합물과 같은 다양한 텅스텐 금속 합금응 포함할 수 있고, 다음의 것에 제한되는 것은 아니지만 텅스텐 카바이드, 또는 밀도가 감소된 형태의 순수 텅스텐 금속을 포함할 수 있다. 선택된 재료에 따라, 상기 중성자 흡수재의 외경은 변할 수 있다. 상기 흡수재의 외경과 상기 외부 피복층의 내경의 사이에는 비교적 작거나 큰 반경 방향의 간극이 있을 수 있다. 하나의 실시예에 있어서, 더욱 희박한 중성자 흡수재가 사용되며, 상기 흡수재의 외경은 상기 외부 피복층의 내경을 거의 채울 수 있다.If reliable long-term integrity of the primary neutron absorber and outer cladding is established, another embodiment of the gray rod assembly may be employed that eliminates the use of inner support tubes. While intended to gain characteristics, it can be made to simplify the manufacturing process at a cost that does not optimize the weight of the total components. Suitable materials for use as the primary neutron absorber in the alternative form may include, but are not limited to, various tungsten metal alloys such as tungsten-renium or tungsten-nickel-blue, tungsten based compounds, But may include tungsten carbide, or pure tungsten metal in a reduced density form. Depending on the material selected, the outer diameter of the neutron absorber may vary. There may be a relatively small or large radial gap between the outer diameter of the absorber and the inner diameter of the outer coating layer. In one embodiment, a thinner neutron absorber is used, and the outer diameter of the absorber can substantially fill the inner diameter of the outer coating layer.

본 발명에서 사용하기 위한 상기 주 중성자 흡수재는, 실린더 내에 배치된 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안(barns)의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함할 수 있다. 상기 흡수재는 중성자 조사에 대해 장기간 노출된 상태에서 서서히 변하거나 평활한 감소 량의 곡선을 가질 수 있는데, 이는 중성자 조사 많큼 거의 볼 수 없는 표준의 검은 로드 클러스터 제어 조립체(RCCA)와 구별하는데 사용될 수 있는 그레이 로드 제어 조립체의 필요 특성이다. 상기 흡수재는 축선 방향으로 분할될 수 있거나 상기 실린더의 전체 축선 방향 길이까지를 포함하는 중실의 조각일 수 있다. 상기 주 중성자 흡수재에 사용하기에 적절한 재료는 다음을 포함할 수 있다.:The main neutron absorber for use in the present invention may comprise an absorbent material having a fine capture cross section of 10-30 barns of 2200 m / s neutron absorption disposed in the cylinder. The absorber may have a slowly varying or smooth decrease in curves over long periods of exposure to neutron radiation, which can be used to distinguish it from standard black rod cluster control assemblies (RCCA), which are rarely seen in neutron irradiation. It is a necessary characteristic of the gray rod control assembly. The absorbent material may be divided in the axial direction or may be a solid piece comprising up to the entire axial length of the cylinder. Suitable materials for use in the primary neutron absorber may include:

A.) 이론 밀도에 가까운 밀도 또는 완전한 이론 밀도의 실질적으로 순수한 텅스텐 금속;A.) Substantially pure tungsten metal of near theoretical density or complete theoretical density;

B.) 실질적인 량의 텅스텐, 및 다음의 것에 제한되는 것은 아니지만 W-Re 및 W-Ni-Fe과 같은 기타의 금속을 포함하는 합금;B.) an alloy comprising a substantial amount of tungsten, and other metals such as, but not limited to, W-Re and W-Ni-Fe;

C.) 텅스텐, 및 다음의 것에 제한되는 것은 아니지만 텅스텐 카바이드와 같은 기타의 요소를 포함하는 화합물;C.) compounds comprising tungsten, and other elements such as but not limited to tungsten carbide;

D.) 실질적으로 순수한 스칸듐(Sc), 이테르븀(Yb), 또는 망간(Mn); 및D.) substantially pure scandium (Sc), ytterbium (Yb), or manganese (Mn); And

E.) Sc, Yb, 또는 Mn을 포함하는 합금 또는 화합물.E.) Alloys or compounds comprising Sc, Yb, or Mn.

이들 재료는 여러 실시예에서 주 중성자 흡수재로서 사용될 수 있는데, 여기에서 상기 흡수재는 내부 지지관 및 피복층 내에 포함되어 있거나 상기 흡수재는 지지관의 존재 없이 상기 피복층 내에만 포함되어 있다. 또한, 지지관이 사용되지 않으며, 상기 주 중성자 흡수재는 또한 밀도가 감소되거나 다공성인 텅스텐 금속, 즉 이론 밀도보다 더 낮은 밀도를 포함할 수 있다.These materials may be used as primary neutron absorbers in various embodiments, where the absorbent material is contained within the inner support tube and the coating layer or the absorbent material is included only within the coating layer without the presence of the support tube. In addition, no support tubes are used and the main neutron absorber may also comprise a tungsten metal which is of reduced or porous density, i.e., a density lower than the theoretical density.

그레이 로드 제품에서의 텅스텐 계열의 흡수재를 사용하면 다음의 이점들 중 적어도 하나를 얻을 수 있다.The use of tungsten based absorbers in gray rod products provides at least one of the following advantages.

A.) 텅스텐에 대한 비교적 낮은 포획 단면은 다른 검은 흡수재에 대한 상기 흡수재, 즉 은-인듐-카드뮴, 보론, 하프늄의 완만한 감소를 초래한다.A.) The relatively low trapping cross section for tungsten results in a gentle decrease of the absorbents for other black absorbents, ie silver-indium-cadmium, boron, hafnium.

B.) 텅스텐에 대한 장기간의 중성자 조사에 의해 텅스텐-레늄 합금이 생성되는 경향이 있는데, 이는 원래의 재료와 동일한 중성자 포획 단면에 근접한 것을 가질 수 있고, 이에 의해 시간이 경과함에 따라 비교적 평활한 감소량을 초래한다.B.) Tungsten-renium alloys tend to be produced by long-term neutron irradiation of tungsten, which may have close to the same neutron capture cross-section as the original material, whereby a relatively smooth decrease over time Brings about.

C.) 상기 평활한 감소 량 곡선은 흡수재 감소의 영향을 보상하기 위해 상기 로드를 "지나치게 설계"하지 않고 목표 로드의 량에 대해 상기 그레이 로드의 설계를 최적화할 수 있으며, 이는 검은 흡수재를 이용하여 20% 이상이 될 수 있다.C.) The smooth reduction curve allows the design of the gray rod to be optimized for the amount of target rod without “overdesigning” the rod to compensate for the effect of absorber reduction, which utilizes a black absorber It can be 20% or more.

D.) 상기 목표 로드에 대해 최적화되고 20% 이상 만큼 지나치게 설계되지 않은 그레이 로드의 설계는 상기 연료 로드의 낮은 "델타 전력"으로 인하여 상기 원자로 내에서 펠릿 대 피복층 간의 상호작용 관련의 연료 파손을 일으킬 위험성을 덜 초래하며, 따라서 결국 상기 원자로 냉각제 내에서 방사능도 적어질 수 있다.D.) The design of the gray rod, optimized for the target rod and not overdesigned by more than 20%, will cause fuel breakdown related to the interaction between pellet and cladding in the reactor due to the low "delta power" of the fuel rod. This results in less risk and thus less radioactivity in the reactor coolant.

E.) 텅스텐의 재료 밀도가 높으면 로드가 불완전하게 삽입되는 경우를 겪을 가능성이 덜한 더 무거운 중량의 그레이 로드 설계를 할 수 있다.E.) The higher material density of tungsten allows for a heavier weight gray rod design that is less likely to suffer from incomplete insertion of the rod.

F.) 텅스텐의 상기 매우 높은 융점은 열적 고려사항으로 인하여 더 나은 사고의 안전성(accident survivability) 및 설계 제약의 감소로 이어질 수 있다.F.) The very high melting point of tungsten can lead to better accident safety and reduced design constraints due to thermal considerations.

본 발명에 사용하기 위한 상기 내부 지지관은 종래의 핵 산업의 경험을 가지는 구조 재료를 포함할 수 있고 원자로의 냉각제에 노출된다면 어떤 악영향도 일으키지 않는 것으로 알려져 있다. 상기 내부 지지관의 재료는 상기 예상되는 동작 조건에서 훌륭한 기계적 강도와 열전도 특성을 가지는 금속일 수 있다. 상기 허용된 서비스의 온도는 상기 흡수재 근처의 환경에서 연속적인 품질을 유지하기 위해서 충분히 높아야 한다. 상기 재료가 총 핵 흡수 능력을 최적화하고 상기 그레이 로드 조립체에 대한 목표 중량과, 2200 m/s 중성자 흡수의 2 내지 6 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 상기 재료를 획득하기 위해 선택되는 상기 실시예에 있어서, 7 내지 9g/cm³의 밀도가 또한 바람직하다. 상기 내부 지지관의 양단은 상기 외부 피복층이 파괴되는 경우에 상기 주 중성자 흡수재를 격리하기 위해 피복되어 있다. 상기 내부 지지관으로서 사용하기에 적절한 재료는 하기의 것들을 포함할 수 있다.Said inner support tubes for use in the present invention may comprise structural materials having experience in the conventional nuclear industry and are known not to cause any adverse effects if exposed to coolant in the reactor. The material of the inner support tube may be a metal having good mechanical strength and thermal conductivity properties under the expected operating conditions. The temperature of the allowed service must be high enough to maintain continuous quality in the environment near the absorbent material. In this embodiment the material is selected to optimize the total nuclear absorption capacity and to obtain the material having a target weight for the gray rod assembly and a fine capture cross section of 2 to 6 bar of 2200 m / s neutron absorption. Preference is also given to a density of from 7 to 9 g / cm ³ . Both ends of the inner support tube are covered to isolate the main neutron absorber in the event that the outer covering layer is broken. Suitable materials for use as the inner support tube may include the following.

A.) 다음의 것에 제한되는 것은 아니지만 합금 718(UNS N07718) 및 합금 625(UNS N06625)를 포함하는 니켈 계열 합금;A.) nickel-based alloys including, but not limited to, alloy 718 (UNS N07718) and alloy 625 (UNS N06625);

B.) 다음의 것에 제한되는 것은 아니지만 SS-304L 및 SS-316L을 포함하는 스테인레스 스틸;B.) stainless steel, including but not limited to SS-304L and SS-316L;

C.) 지르코늄 계열 합금; 및C.) zirconium based alloys; And

D.) 알루미늄 금속.D.) Aluminum metal.

상기 지르코늄 계열 합금과 알루미늄 금속은, 상기 내부 지지관의 재료가 상기 총 중성자 흡수 능력을 최적화하고 상기 그레이 로드 조립체에 대한 목표 중량을 획득하는 것에 의존하고 있는 상기 실시예에서는 통상적으로 사용되지 않는다.The zirconium-based alloys and aluminum metals are not commonly used in this embodiment where the material of the inner support tube depends on optimizing the total neutron absorption capacity and obtaining a target weight for the gray rod assembly.

상기 내부 지지관에 대해 여기에 기재된 상기 재료를 사용하면 다음의 이점들 중 적어도 하나를 얻을 수 있다.Use of the materials described herein for the inner support tube provides at least one of the following advantages.

A.) 상기 내부 지지관의 상기 단면과 밀도 특성에 의해 설계자에게는 다른 자유도가 주어질 수 있으며, 이에 따라 반응도 가치, 로드의 중량, 및 열전달 특성을 동시에 최적화하는 그레이 로드릿 설계의 개발이 가능해지고;A.) The cross section and density characteristics of the inner support tube give designers different degrees of freedom, thereby enabling the development of gray rodlet designs that simultaneously optimize reactivity values, load weights, and heat transfer characteristics;

B.) 상기 내부 지지관은 상기 흡수재와 높은 열전도도의 재료를 가지는 상기 외부 피복층의 사이의 내부 간극의 대부분을 충진함으로써 상기 주 중성자 흡수재 로부터의 열전달을 향상시킬 수 있고, 이에 의해 흡수재의 동작 온도가 효과적으로 낮아지며;B.) The inner support tube can improve heat transfer from the main neutron absorber by filling most of the inner gap between the absorber and the outer cladding layer having a material of high thermal conductivity, thereby operating temperature of the absorber Is effectively lowered;

C.) 상기 내부 지지관은, 상기 외부 피복층, 결국 상기 냉각제와 접촉하지 않게 될 더 높은 수준의 신뢰를 제공하는 추가의 장벽 이외에, 상기 원자로의 냉각제와 상기 주 중성자 흡수재의 사이에서 제 2의 장벽을 제공할 수 있는데, 이는 결국 상기 주 흡수재에 대해 고려될 수 있는 상기 형태의 재료에 있어서 더 높은 유연성으로 이어질 수 있고;C.) The inner support tube is a second barrier between the coolant of the reactor and the primary neutron absorber, in addition to an additional barrier that provides a higher level of confidence that will not come into contact with the outer cladding layer, eventually the coolant. Which may eventually lead to higher flexibility in this type of material that can be considered for the primary absorbent material;

D.) 상기 내부 지지관은 상기 흡수재의 취화(embrittlement)의 경우에 있어서 상기 주 중성자 흡수재의 재분포 가능성을 최소화시킬 수 있다.D.) The inner support tube can minimize the possibility of redistribution of the main neutron absorber in the case of embrittlement of the absorbent material.

본 발명의 구체적인 실시예들을 상세히 설명하였으나, 당업자라면 상기 개시의 전체적인 교시내용에 비추어 볼 때 상기 상세한 설명에 대해 다양한 수정예와 대안이 전개될 수 있음을 알아야 할 것이다. 따라서, 상기 개시된 특정의 장치는 예시의 목적일 뿐이고 첨부의 청구범위의 전체 범위 및 그와 균등한 임의의 모든 것이 주어져야 하는 본 발명의 범위에 대해 제한하고 있는 것이 아님을 의미한다.While specific embodiments of the invention have been described in detail, those skilled in the art will recognize that various modifications and alternatives may be made to the above description in light of the overall teachings of the disclosure. Accordingly, it is intended that the specific devices disclosed above are for purposes of illustration only and are not intended to limit the scope of the present invention to which the full scope of the appended claims and any equivalents thereof shall be given.

도 1은 수직으로 짧게 된 형태로 예시된 연료 조립체와, 부분적으로 은선(hidden line)으로 도시된 제어 조립체의 정면도이다.1 is a front view of a fuel assembly illustrated in a vertically shortened form and a control assembly partially shown in hidden lines.

도 2a는 상기 연료 조립체로부터 제거된 도 1의 상기 제어 조립체의 부분 단면 정면도이고;2A is a partial cross-sectional front view of the control assembly of FIG. 1 removed from the fuel assembly;

도 2b는 도 2a의 상기 제어 조립체용의 상기 제어 로드 스파이더의 평면도이며;FIG. 2B is a top view of the control rod spider for the control assembly of FIG. 2A;

도 3은 흡수재로서 은-인듐-카드뮴 합금을 사용하는 그레이 로드 제어 조립체 설계에 있어서 다양한 중성자 흡수 재료에 대한 격감 속도를, 비교를 위해, 그래프적으로 나타낸 것이고;FIG. 3 graphically shows, for comparison, decay rates for various neutron absorbing materials in gray rod control assembly designs using silver-indium-cadmium alloys as absorbers;

도 4는 은-인듐-카드뮴 흡수재의 그레이 로드 제어 조립체의 설계의 상대 반응도 가치에 대해 비교된 본 발명에 따른 텅스텐 흡수재의 그레이 로드 제어 조립체의 상대 반응도 가치를, 비교를 위해 그래프적으로 나타낸 것이며;4 graphically shows, for comparison, the relative reactivity value of the gray rod control assembly of the tungsten absorbent according to the invention compared to the relative reactivity value of the design of the gray rod control assembly of the silver-indium-cadmium absorbent;

도 5는 본 발명에 따른 개선된 그레이 로드 조립체의 부분 단면 정면도이고;5 is a partial cross-sectional front view of an improved gray rod assembly according to the present invention;

도 6은 도 5의 6-6선을 따라 취한 단면도이며;6 is a cross-sectional view taken along line 6-6 of FIG. 5;

도 7은 선행 기술의 그레이 로드 제어 조립체가 로드를 빼내는 동안에 심으로부터 제거된 후의 로드 전력의 변화를 나타내는 연료 조립체의 1/8의 개략도이고;7 is a schematic of one eighth of the fuel assembly showing the change in load power after removal of the shim while the prior art gray rod control assembly is withdrawn;

도 8은 그레이 로드 제어 조립체가 상기 심으로부터 제거된 후에 도시된 본 발명의 상기 개선된 그레이 로드 제어 조립체를 채용하는 상기 연료 조립체의 로드 전력의 변화를 나타내는 연료 조립체의 1/8의 개략도이다.8 is a schematic view of one eighth of a fuel assembly showing a change in load power of the fuel assembly employing the improved gray rod control assembly of the present invention shown after the gray rod control assembly is removed from the shim.

Claims (31)

원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드로서,A gray rod for a rod control assembly of a nuclear reactor, 제 1 단, 제 2 단, 외경, 및 길이를 가지는 세장형의 관형 부재와;An elongate tubular member having a first end, a second end, an outer diameter, and a length; 상기 제 1 단을 일반적으로 향하고 있는 상기 세장형의 관형 부재의 안에 위치하고, 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안(barns)의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함하는 중성자 흡수재를 포함하는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.A reactor comprising a neutron absorbent material located within the elongate tubular member generally facing the first stage and comprising an absorbent material having a fine capture cross section of 10 to 30 barns of 2200 m / s neutron absorption; Gray rod for rod control assembly in 제 1 항에 있어서, 상기 흡수 재료는, 이론 밀도에 가까운 밀도 또는 완전한 이론 밀도의 실질적으로 순수한 텅스텐; 밀도가 감소되거나 다공성인 텅스텐 금속; 텅스텐-레늄 및 텅스텐-니켈-철과 같은 텅스텐 계열 합금; 텅스텐 카바이드와 같은 텅스텐 계열 화합물; 실질적으로 순수한 스칸듐, 이테르븀 및 망간; 스칸듐-, 이테르븀- 및 망간-계열 합금, 및 스칸듐-, 이테르븀- 및 망간-계열 화합물로 구성되는 군으로부터 선택되는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The method of claim 1, wherein the absorbent material comprises: substantially pure tungsten at a density close to the theoretical density or at a complete theoretical density; Tungsten metal with reduced density or porosity; Tungsten-based alloys such as tungsten-renium and tungsten-nickel-iron; Tungsten series compounds such as tungsten carbide; Substantially pure scandium, ytterbium and manganese; Gray rod for a rod control assembly of a reactor selected from the group consisting of scandium-, ytterbium- and manganese-based alloys, and scandium-, ytterbium- and manganese-based compounds. 제 1 항에 있어서, 상기 흡수 재료는 원통 형상으로 배열되어 있는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 1, wherein the absorbent material is arranged in a cylindrical shape. 제 1 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 16.5 내지 19.4g/cm³의 재료 밀도를 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 1, wherein the neutron absorber has a material density of 16.5 to 19.4 g / cm ³ . 제 1 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 실질적으로 순수한 텅스텐인 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 1, wherein the neutron absorber is substantially pure tungsten. 제 1 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 중성자 조사에 대해 장기간 노출된 상태에서 실질적으로 평활한 감소량 곡선(flat depletion worth curve)을 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 1, wherein the neutron absorber has a substantially flat depletion worth curve with prolonged exposure to neutron irradiation. 제 1 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 0.15 내지 0.40 인치의 외경을 가지고 상기 세장형의 관형 부재는 0.37 내지 0.45 인치의 외경을 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 1, wherein the neutron absorber has an outer diameter of 0.15 to 0.40 inches and the elongated tubular member has an outer diameter of 0.37 to 0.45 inches. 제 1 항에 있어서, 상기 세장형의 관형 부재의 안에 상기 중성자 흡수재를 에워싸도록 구성된 지지관을 추가로 포함하는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 1, further comprising a support tube configured to enclose the neutron absorbent material in the elongate tubular member. 제 8 항에 있어서, 상기 지지관은 지르코늄 및 지르코늄 계열 합금, 알루미 늄 및 알루미늄 계열 합금, 니켈 계열 합금 및 스테인레스 스틸로 구성되는 군으로부터 선택되는 재료를 포함하는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.9. The gray rod of claim 8, wherein the support tube comprises a material selected from the group consisting of zirconium and zirconium based alloys, aluminum and aluminum based alloys, nickel based alloys and stainless steel. 제 9 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 상기 중성자 흡수재의 중성자 흡수를 향상시키기 위해 선택되는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.10. The gray rod of claim 9, wherein the material of the support tube is selected to enhance neutron absorption of the neutron absorber. 제 10 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 상기 중성자 흡수재보다 더 좁은 2200 m/s 중성자 흡수의 미세한 포획 단면을 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.12. The gray rod of claim 10, wherein the material of the support tube has a fine capture cross section of 2200 m / s neutron absorption narrower than the neutron absorber. 제 10 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 2200 m/s 중성자 흡수의 2 내지 6 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 10, wherein the material of the support tube has a fine capture cross section of 2 to 6 bar of 2200 m / s neutron absorption. 제 10 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 7 내지 9 g/cm³의 밀도를 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 10, wherein the material of the support tube has a density of 7 to 9 g / cm ³ . 제 10 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 니켈 계열 금속 합금 및 스테인레스 스틸로 구성되는 군으로부터 선택되는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.The gray rod of claim 10, wherein the material of the support tube is selected from the group consisting of nickel-based metal alloys and stainless steel. 제 8 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 0.10 내지 0.38 인치의 외경을 가지고, 상기 세장형의 관형 부재는 0.37 내지 0.45 인치의 외경을 가지며 상기 지지관은 0.01 내지 0.10 인치의 벽 두께를 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.9. The reactor rod of claim 8, wherein the neutron absorber has an outer diameter of 0.10 to 0.38 inches, the elongated tubular member has an outer diameter of 0.37 to 0.45 inches, and the support tube has a wall thickness of 0.01 to 0.10 inches. Gray rod for control assembly. 제 8 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 상기 세장형의 관형 부재의 안에서 실질적으로 동심원 형상으로 위치할 수 있고; 상기 지지관은 상기 중성자 흡수재의 외경과 상기 세장형의 관형 부재의 내경 사이의 공간에 의해 실질적으로 형성되는 벽 두께를 가지는 원자로의 로드 제어 조립체용 그레이 로드.9. The neutron absorber of claim 8, wherein the neutron absorber can be positioned substantially concentrically within the elongate tubular member; And the support tube has a wall thickness substantially formed by the space between the outer diameter of the neutron absorber and the inner diameter of the elongate tubular member. 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체로서,An improved gray rod control assembly for a reactor, 복수의 그레이 로드를 포함하고,Including a plurality of gray rods, 상기 그레이 로드의 각각은:Each of the gray rods is: 제 1 단, 제 2 단, 외경, 및 길이를 가지는 세장형의 관형 부재와,An elongate tubular member having a first end, a second end, an outer diameter, and a length, 상기 제 1 단을 일반적으로 향하고 있는 상기 세장형의 관형 부재의 안에 위치하고, 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함하는 중성자 흡수재를 포함하는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.An improvement for a reactor comprising a neutron absorbent material located within the elongate tubular member generally facing the first stage and comprising an absorbent material having a fine capture cross section of 10-30 bar of 2200 m / s neutron absorption. Gray rod control assembly. 제 17 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 상기 복수의 그레이 로드의 상기 그레이 로드들의 가운데에(among) 분포되는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.18. The improved gray rod control assembly of claim 17, wherein the neutron absorber is distributed among the gray rods of the plurality of gray rods. 제 18 항에 있어서, 상기 복수의 그레이 로드는 24개의 그레이 로드를 포함하고; 상기 중성자 흡수재는 모든 24개의 그레이 로드의 가운데에 일반적으로 균등하게 분포하는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.19. The device of claim 18, wherein: the plurality of gray rods comprises 24 gray rods; The neutron absorber is an improved gray rod control assembly for a reactor that is generally evenly distributed in the center of all 24 gray rods. 제 17 항에 있어서, 상기 흡수 재료는, 이론 밀도에 가까운 밀도 또는 완전한 이론 밀도의 실질적으로 순수한 텅스텐; 밀도가 감소되거나 다공성인 텅스텐 금속; 텅스텐-레늄 및 텅스텐-니켈-철과 같은 텅스텐 계열 합금; 텅스텐 카바이드와 같은 텅스텐 계열 화합물; 실질적으로 순수한 스칸듐, 이테르븀 및 망간; 스칸듐-, 이테르븀- 및 망간-계열 합금, 및 스칸듐-, 이테르븀- 및 망간-계열 화합물로 구성되는 군으로부터 선택되는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.18. The method of claim 17, wherein the absorbent material comprises: substantially pure tungsten at a density close to the theoretical density or at a complete theoretical density; Tungsten metal with reduced density or porosity; Tungsten-based alloys such as tungsten-renium and tungsten-nickel-iron; Tungsten series compounds such as tungsten carbide; Substantially pure scandium, ytterbium and manganese; An improved gray rod control assembly for a reactor selected from the group consisting of scandium-, ytterbium- and manganese-based alloys, and scandium-, ytterbium- and manganese-based compounds. 제 17 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 실질적으로 순수한 텅스텐인 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.18. The improved gray rod control assembly of claim 17, wherein the neutron absorber is substantially pure tungsten. 제 17 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 상기 중성자 흡수재는 16.5 내지 19.4g/cm³의 재료 밀도를 가지는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.18. The improved gray rod control assembly of claim 17, wherein the neutron absorber has a material density of 16.5 to 19.4 g / cm ³ . 제 17 항에 있어서, 상기 세장형의 관형 부재의 안에 상기 중성자 흡수재를 에워싸도록 구성된 지지관을 추가로 포함하는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체18. The improved gray rod control assembly of claim 17, further comprising a support tube configured to enclose the neutron absorbent material in the elongate tubular member. 제 23 항에 있어서, 상기 지지관은 지르코늄 및 지르코늄 계열 합금, 알루미늄 및 알루미늄 계열 합금, 니켈 계열 합금 및 스테인레스 스틸로 구성되는 군으로부터 선택되는 재료를 포함하는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.24. The improved gray rod control assembly of claim 23, wherein the support tube comprises a material selected from the group consisting of zirconium and zirconium based alloys, aluminum and aluminum based alloys, nickel based alloys and stainless steel. 제 23 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 2200 m/s 중성자 흡수의 2 내지 6 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.24. The improved gray rod control assembly of claim 23, wherein the material of the support tube has a fine capture cross section of 2-6 bar of 2200 m / s neutron absorption. 제 23 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 7 내지 9 g/cm³의 밀도를 가지는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.24. The improved gray rod control assembly of claim 23, wherein the material of the support tube has a density of 7-9 g / cm ³ . 제 24 항에 있어서, 상기 지지관의 재료는 니켈 계열 금속 합금 및 스테인레스 스틸로 구성되는 군으로부터 선택되는 원자로용의 개선된 그레이 로드 제어 조립체.25. The improved gray rod control assembly of claim 24, wherein the material of the support tube is selected from the group consisting of nickel based metal alloys and stainless steel. 그레이 로드 제어 조립체를 가지는 원자로로서,A reactor having a gray rod control assembly, 복수의 그레이 로드를 포함하고,Including a plurality of gray rods, 상기 그레이 로드의 각각은:Each of the gray rods is: 제 1 단, 제 2 단, 외경, 및 길이를 가지는 세장형의 관형 부재와,An elongate tubular member having a first end, a second end, an outer diameter, and a length, 상기 제 1 단을 일반적으로 향하고 있는 상기 세장형의 관형 부재의 안에 위치하고, 2200 m/s 중성자 흡수의 10 내지 30 바안의 미세한 포획 단면을 가지는 흡수 재료를 포함하는 중성자 흡수재를 포함하는 그레이 로드 제어 조립체를 가지는 원자로.Gray rod control assembly comprising a neutron absorbent material located within the elongated tubular member generally facing the first stage and comprising an absorbent material having a fine capture cross section of 10-30 bar of 2200 m / s neutron absorption. Reactor having. 제 28 항에 있어서, 상기 중성자 흡수재는 상기 그레이 로드 제어 조립체의 상기 모든 그레이 로드들의 가운데에(among) 분포되는 그레이 로드 제어 조립체를 가지는 원자로.29. The reactor of claim 28 wherein the neutron absorber has a gray rod control assembly distributed among the gray rods of the gray rod control assembly. 제 29 항에 있어서, 상기 복수의 그레이 로드는 24개의 그레이 로드를 포함하고; 상기 중성자 흡수재는 상기 그레이 로드 제어 조립체의 모든 24개의 그레이 로드의 가운데에 일반적으로 균등하게 분포하는 그레이 로드 제어 조립체를 가지는 원자로.30. The apparatus of claim 29, wherein the plurality of gray rods comprise 24 gray rods; Wherein the neutron absorber has a gray rod control assembly that is generally evenly distributed in the middle of all 24 gray rods of the gray rod control assembly. 제 28 항에 있어서, 상기 세장형의 관형 부재의 안에 상기 중성자 흡수재를 에워싸도록 구성된 지지관을 추가로 포함하는 그레이 로드 제어 조립체를 가지는 원자로.29. The reactor of claim 28, further comprising a support tube configured to enclose the neutron absorbent material within the elongate tubular member.

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